Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор) выдала Сибирскому химическому комбинату (АО «СХК», предприятие Топливного дивизиона Росатома в Северске Томской области) лицензию на эксплуатацию ядерной установки модуля фабрикации/рефабрикации плотного топлива. К ядерным установкам относят промышленные объекты, где производятся, обрабатываются или находятся в обращении радиоактивные или делящиеся материалы.

Модуль фабрикации/рефабрикации – объект Опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), который строится на площадке АО «СХК» в Северске в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв». ОДЭК — это кластер ядерных технологий будущего, который включает три взаимосвязанных объекта, не имеющих аналогов в мире: модуль по производству (фабрикации/рефабрикации) смешанного нитридного уран-плутониевого 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.

25 марта 2024 г. на международном форуме АТОМЭКСПО-2024 в режиме телемоста с Северском состоялся тестовый запуск линии карботермического синтеза на модуле по производству инновационного ядерного топлива. Получение лицензии Ростехнадзора позволит перейти к следующему этапу испытаний оборудования и отработки технологических режимов. Текущие условия действия лицензии позволят осуществлять комплексное опробование оборудования всех производственных участков полной цепочки изготовления тепловыделяющих сборок БРЕСТ-ОД-300 с использованием обедненного урана.

Для «быстрого» реактора БРЕСТ-ОД-300 в Росатоме было разработано инновационное смешанное плотное нитридное уран-плутониевое топливо (т.н. СНУП-топливо). В его основе два ключевых компонента – обедненный уран, который является побочным продуктом обогащения урана для ядерных реакторов, а также плутоний, извлекаемый из облучённого  ядерного топлива. На данном этапе использование обедненного урана не несет каких-либо рисков с точки зрения ядерной и радиационной безопасности, этот материал почти полностью состоит из стабильного изотопа уран-238 с содержанием урана-235 порядка 0,1% (в природном уране – 0,7%, в ядерном топливе для «тепловых» реакторов АЭС – до 5%). На следующем этапе, после получения соответствующего разрешения Ростехнадзора на обращение с плутонием, оборудование МФР можно будет использовать для производства непосредственно СНУП-топлива штатной зоны реактора БРЕСТ.

Для справки:

Производство и внедрение СНУП-топлива позволит многократно расширить ресурсную базу атомной энергетики, утилизировать накопленные запасы обедненного урана, перерабатывать облученные ТВС для производства свежего топлива вместо хранения, а также радикально сократить образование ядерных отходов и их активность.

В отличие от классического ядерного топлива на базе обогащенного диоксида урана, СНУП-топливо нельзя производить с помощью стандартной технологии и оборудования. Помимо нестандартных материалов топливной композиции, ключевым фактором также является использование радиоактивного плутония, извлеченного из отработавшего ядерного топлива. Чтобы не допустить высокой дозовой нагрузки на персонал, производство уран-плутониевого топлива должно быть максимально автоматизированным, фактически безлюдным. Для производства СНУП-топлива на Опытно-демонстрационном энергетическом комплексе будут задействованы четыре технологических линии: линия карботермического синтеза смешанных нитридов урана и плутония, линия изготовления таблеток СНУП-топлива (таким образом, производство таблеток будет реализовано в два этапа), линия сборки тепловыделяющих элементов (твэлов), а также линия производства комплектных топливных кассет. В настоящее время на производственных линиях ведется пуско-наладка смонтированного оборудования.

В рамках замкнутого ядерного топливного цикла, реализованного на ОДЭК, облученное топливо, отработавшее в реакторе БРЕСТ-ОД-300, после переработки будет направляться на рефабрикацию (то есть, повторное изготовление свежего топлива)  – таким образом эта система постепенно станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов, кроме обедненного урана из отвалов обогатительных производств.

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 природе – около 0,7%).

Инновационные технологии Росатома основаны на передовых достижениях российской атомной науки и в полной мере отвечают актуальной ESG-повестке. Достигнутые результаты – это труд тысяч высококвалифицированных профессионалов, которые работают в интересах экономической стабильности России. Четкое взаимодействие промышленных предприятий с научно-исследовательскими институтами помогает укреплять технологический суверенитет страны, повышать конкурентоспособность отечественной атомной отрасли.

Источник