thumb
Фото: http://sibforum.sfu-kras.ru

На Горно-химическом комбинате (предприятие госкорпорации «Росатом» в ЗАТО Железногорск) планируется завершение строительства пускового комплекса Опытно-демонстрационного центра по радиохимической переработке ОЯТ нового поколения. Железногорские атомщики закрепят за Россией и Росатомом мировое лидерство в области замыкания ядерного топливного цикла на основе инновационных технологий.

Отработка этой технологии в опытно-промышленном масштабе должна определить многое в мировых трендах. Сегодняшние лидеры, французы, имея на своём лучшем заводе UP-3 технологию 2-го поколения, оценили презентацию ОДЦ ГХК как 4-е поколение. Существенное отличие этого поколения — отсутствие жидких РАО. Японцы, так и не справившись с пуском завода в Роккашо по французской технологии, в минувшем году два раза приезжали на ГХК ознакомиться с опытом сибирских атомщиков.

Кроме того, коллектив ГХК готовится к производству ТВС (тепловыделяющих сборок) на основе уран-плутониевого топлива для реакторов нового поколения. Комбинат, изначально построенный для создания ядерного щита, сегодня определяет тренды развития ядерного топливного цикла.

Постановление Совета министров СССР о создании Горно-химического комбината под Красноярском подписано шестьдесят пять лет назад — 26 февраля 1950 года. Промышленный комплекс такого масштаба впервые создавался глубоко в недрах гранитного кряжа. Это защищало стратегический объект от попадания атомной бомбы, а также гарантировало секретность и экологическую безопасность при работе с ядерными материалами. Менее чем за три пятилетки были построены и запущены три промышленных уран-графитовых реактора, радиохимический завод и подземная атомная электростанция. Одновременно вырос один из красивейших городов нашей страны — Железногорск.

Работа оборонных производств позволила создать и материальную базу энергетики нового тысячелетия. Речь идёт о запасах плутония и урана-238.

На сегодняшний день в качестве ядерного топлива в основном используется уран-235. Содержание делящегося изотопа 235U в природном уране составляет 0,71%. Остальное приходится на «балластный» 238U, который сам по себе не делится тепловыми нейтронами и очень плохо делится быстрыми нейтронами. Вместе с тем 238U способен к захвату нейтронов с образованием в реакторе делящегося изотопа плутония 239Pu.

Атомщики придумали способ вовлечь в ядерный топливный цикл реакторный плутоний, подмешивая его небольшое количество к урановой матрице. Получается МОКС-топливо (от англ. Mixed OXide fuel — ядерное топливо, состоящее из смеси оксидов урана и плутония). Так, например, французы затачивают свой МОКС под «классические» реакторы на тепловых нейтронах, которые не обеспечивают эффективное воспроизводство делящихся материалов. В активной зоне таких реакторов на каждые 100 актов деления генерируется не более 80 ядер плутония. Кроме того, в отработавшем ядерном топливе накапливаются долгоживущие младшие актиниды: америций и кюрий. Они плохо делятся тепловыми нейтронами, поэтому с точки зрения «классической» энергетики являются балластом.

В отличие от французских коллег российские атомщики будут использовать уран-плутониевое топливо в реакторах на быстрых нейтронах. Эти реакторы дороже и сложнее в эксплуатации, но их можно вывести на режим расширенного воспроизводства, когда на 100 израсходованных ядер образуется минимум 100 новых делящихся ядер.

На сегодняшний день Россия — единственная в мире страна, которая успешно эксплуатирует промышленные реакторы на быстрых нейтронах. На Белоярской АЭС 35 лет на урановом топливе исправно работает быстрый натриевый реактор БН-600. На стадии подготовки к промышленному пуску находится новый реактор — БН-800, активная зона которого рассчитана под загрузку МОКС-топливом.

Быстрый реактор ещё называют «бридер» (размножитель). В отличие от классического реактора на тепловых нейтронах плутоний в «быстром» реакторе не только «сгорает», но и воспроизводится в полном объёме. Таким образом, «быстрая» атомная энергетика сама себя обеспечивает топливом, оставляя оборонный потенциал в полной неприкосновенности.

В декабре 2014 года на ГХК было завершено строительство производства МОКС-топлива для быстрого натриевого реактора БН-800 Белоярской АЭС. Американцы строят МОКС-завод по французской технологии для тепловых реакторов. Строят уже в три раз дольше и потратили в десять раз больше денег. Возможно, их нерешительность объясняется обретённым пониманием тупиковости этого направления. МОКС для быстрого реактора и МОКС для теплового — это «две большие разницы».

Площадкой для размещения первого отечественного производства уран-плутониевого топлива и тепловыделяющих сборок на его основе был выбран радиохимический завод ГХК. В сентябре 2014 года была получена первая партия таблеток МОКС-топлива, а в декабре государственная комиссия подписала акт о готовности объекта завершённого строительства: цех по производству МОКС-топлива РХЗ ГХК. Сейчас завершается ответственный этап пусконаладки смонтированных производственных линий. Руководство ГХК рассчитывает, что до конца 2015 года Белоярская АЭС получит первую партию тепловыделяющих сборок.

Кроме того, на площадке ГХК строится опытно-демонстрационный центр (ОДЦ) по отработке технологий регенерации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Это будет новое производство, которое позволит реализовать в опытно-промышленном масштабе новые технологии очистки облучённого топлива от осколочных радионуклидов. Составляя менее 3% от всей массы ОЯТ, они являются той самой ложкой дёгтя в бочке мёда: накопление осколочных элементов в топливе снижает реактивность, потому что осколки деления урана поглощают нейтроны, а их объём дополнительно нагружает оболочки тепловыделяющих элементов.

Пусковой комплекс «горячих» камер ОДЦ предполагается сдать в эксплуатацию в конце 2015 года. На 2018 год запланирован ввод в эксплуатацию второй очереди ОДЦ, которая позволит приступить к промышленной переработке ОЯТ ВВЭР-1000. А в следующем десятилетии на базе ОДЦ планируется создать крупномасштабный завод по регенерации топлива различных типов реакторов для российской атомной отрасли.

Технологии ОДЦ на поколение опережают пока ещё самый современный в мире радиохимический завод UP-3 (Франция), на который замкнута переработка облучённого ядерного топлива западноевропейских и японских АЭС. Неоспоримым преимуществом российских технологий по сравнению с зарубежными конкурентами является отсутствие жидких низкоактивных отходов.

Но самое принципиальное преимущество в другом. Французский ядерный цикл на тепловых реакторах даёт максимум два рецикла по урановому топливу, затем изотопный баланс смещается таким образом, что использовать трижды регенерированное топливо в тепловом реакторе уже нецелесообразно. «Быстрая» энергетика на уран-плутониевом топливе даёт гораздо большее количество рециклов и полное использование урана-238, запасов которого хватит человечеству на тысячу лет вперед.

Таким образом железногорские атомщики закрепят за Россией и Росатомом мировое лидерство в области замыкания ядерного топливного цикла на основе инновационных технологий.