Технологию для переработки облученного ядерного топлива создали в Росатоме

Ученые топливного дивизиона госкорпорации «Росатом» и проектного направления (ПН) «Прорыв» разработали инновационную технологию очистки и выделения ядерных материалов из облученного ядерного топлива (ОЯТ). Об этом сообщили в пресс-службе Росатома. Новую технологию кристаллизационного аффинажа реализуют на модуле переработки облученного уран-плутониевого СНУП-топлива в составе Опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК). Он строится в Северске Томской области по отраслевому проекту «Прорыв».

По словам ученых, схема модуля переработки ОДЭК предполагает, что участок кристаллизации будет завершать так называемую «аффинажную линейку»: он станет конечным технологическим переделом в цепочке очистки ядерных материалов, выделенных из облученного СНУП-топлива, — урана, плутония и нептуния.

Технология кристаллизационного аффинажа обеспечит высокий уровень безопасности при переработке ОЯТ. Технологический процесс позволит совместно очищать и выделять уран, плутоний и нептуний, исключая возможность выделения плутония как отдельного продукта. Таким образом, технология полностью соответствует режиму нераспространения ядерных материалов, подчеркнули в госкорпорации.

В отличие от экстракционных технологий очистки ядерных материалов, кристаллизация сопровождается наработкой меньшего объема вторичных отходов, в том числе благодаря использованию в качестве реагентов только раствора азотной кислоты. Такая технология позволит повысить экологическую безопасность процесса переработки ОЯТ.

ОДЭК — это кластер ядерных технологий будущего, который включает три взаимосвязанных объекта, не имеющих аналогов в мире: модуль по производству ядерного топлива, энергоблок с инновационным реактором на быстрых нейтронах IV поколения БРЕСТ-ОД-300, а также модуль по переработке облученного топлива.

Таким образом, впервые в мировой практике на одной площадке будут построены АЭС с «быстрым» реактором и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл.

Преимущество реакторов на быстрых нейтронах — способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла (в частности, плутоний). При этом, обладая высоким коэффициентом воспроизводства, «быстрые» реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также дожигать (то есть утилизировать с выработкой энергии) высокоактивные трансурановые элементы (актиниды).

Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом — плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99%. В настоящее время для производства энергии в тепловых реакторах используется уран-235, содержание которого в природном уране — около 0,7%.

Пожалуйста, оцените статью:
Ваша оценка: None Средняя: 5 (1 vote)
Источник(и):

Наука.РФ