Реакторы на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом — это не просто средство повышения эффективности атомной энергетики, а условие ее долгосрочного существования, заявил первый заместитель гендиректора госкорпорации «Росатом» Александр Локшин.
Девять ядерных энергоблоков на быстрых нейтронах планируется построить в России в рамках Генеральной схемы размещения объектов электроэнергетики до 2042 года. Об этом заявил первый заместитель генерального директора госкорпорации «Росатом» Александр Локшин, выступая на пленарной сессии Международной конференции МАГАТЭ FR-26 в Пекине.
«Постепенный переход к технологиям быстрых реакторов и замкнутому ЯТЦ — необходимое и стратегически важное направление для всей мировой ядерной энергетики. Реакторы на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом — это не просто средство повышения эффективности атомной энергетики, а условие ее долгосрочного существования», — приводятся в сообщении Росатома слова Локшина.
По его словам, с увеличением парка реакторов на быстрых нейтронах будет расти их вклад в экономию природного урана и решение проблемы обращения с отработавшим ядерным топливом реакторов на тепловых нейтронах.
Для справки:
Конференция FR-26 проходит в Пекине с 18 по 22 мая 2026 года. Это пятая Международная конференция МАГАТЭ по быстрым реакторам и связанным с ними топливным циклам — после Киото (2009), Парижа (2013), Екатеринбурга (2017) и Вены (2022). Тема нынешней встречи — «От инновации к внедрению». Программа включает девять тематических треков: инновационные конструкции быстрых реакторов, безопасность и лицензирование, технологии топливного цикла и его устойчивость, топливо и материалы, экспериментальные установки, моделирование и симуляция, экономика и неэнергетические применения, ввод в эксплуатацию и вывод из эксплуатации, общественные коммуникации и подготовка кадров. Почетный председатель конференции — научный руководитель проектного направления «Прорыв» Евгений Адамов.
Госкорпорация намерена использовать для этого квантовые алгоритмы
Росатом рассчитывает к концу 2027 года с помощью квантовых алгоритмов получить прикладные решения для задач топливообеспечения быстрых реакторов. Об этом заявил директор по цифровизации проектного направления «Прорыв» (Росатом) Андрей Федоровский.
«Для современной науки критична возможность быстро и хорошо считать, а проект «Прорыв» очень наукоемкий. Новые квантовые технологии позволят нам сделать рывок, и мы от проекта «Порыв» идем в это дело, и я надеюсь к концу 2027 года получить уже прикладное решение для задачи топливообеспечения наших быстрых реакторов», — сказал Федоровский.
О проекте «Прорыв»
Стратегический отраслевой проект «Прорыв» Росатома нацелен на разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах. Проект реализуется под управлением АО «Прорыв» ведущими российскими учеными и инженерами при участии целого ряда отраслевых институтов.
В опорной лаборатории «Специализированные робототехнические комплексы для новой атомной энергетики» нацпроекта «Новые атомные и энергетические технологии» на площадке Учебно-экспериментальной базы проектного направления «Прорыв» (входит в «Росатом») в Научно-технологическом университете «Сириус» состоялась Школа-конференция «Математические методы моделирования прикладных задач».
В школе-конференции приняли участие более 55 студентов четвертого курса бакалавриата по направлениям «Прикладная математика и информатика» и «Прикладная математика и физика», планирующих поступление в магистратуру и аспирантуру ведущих научных центров страны.
В рамках интенсивной пятидневной программы участники изучили современные методы математического моделирования, способы построения аналитических моделей, а также постановку и решение прямых и обратных задач математической физики. Лекции для них прочитали ведущие учёные, заведующие кафедрами НИЯУ МИФИ: высшей математики, прикладной математики, теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов, суперкомпьютерного моделирования инженерно-физических процессов, химической физики, а также преподаватели НТУ «Сириус».
Среди ключевых тем лекций: математические модели волн и экстремальных состояний вещества, некорректно поставленные обратные задачи, многомасштабное моделирование. Отдельное внимание уделено прикладным инструментам: применению систем компьютерной алгебры (Maple) и методов Монте-Карло (OpenMC, SPH) в задачах нейтронной и прикладной физики.
На площадке опорной лаборатории «Специализированные робототехнические комплексы для новой атомной энергетики» УЭБ ПН «Прорыв» участники отрабатывали практические навыки, что позволило сделать обучение максимально приближенным к решению реальных профессиональных задач, а также наглядно продемонстрировать современные подходы к моделированию.
Организаторами мероприятия выступили Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» (НИЯУ МИФИ), подразделение «Математическая робототехника» НТУ «Сириус» и АО «Прорыв».
Для справки:
Национальный проект технологического лидерства «Новые атомные и энергетические технологии» призван в ближайшие пять лет закрепить мировое лидерство России в атомной и новой энергетике. Он включает десять федеральных проектов, предполагающих, в частности, переход на не имеющую аналогов в мире двухкомпонентную ядерную энергетическую систему с замкнутым топливным циклом.
Проект «Прорыв», реализуемый госкорпорацией «Росатом», предусматривает создание новой технологической платформы атомной энергетики на базе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. Такая технология позволит исключить тяжелые аварии на АЭС, исключить эвакуацию и отселение населения при возникновении аварий на энергоблоке, вырабатывать электроэнергию без накопления облученного ядерного топлива и многократно повторно использовать отработавшее ядерное топливо, что снимет проблему ограниченности ресурсной базы атомной энергетики. В рамках проекта в городе Северск Томской области на площадке Сибирского химического комбината (АО «СХК») создается опытно-демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК), который позволит отработать технологии, продемонстрировать замыкание ядерного топливного цикла и сделать первый шаг в построении атомной энергетики нового поколения.
Делегация госкорпорации «Росатом» примет участие в Международной конференции по быстрым реакторам и соответствующим топливным циклам: от инноваций до внедрения (FR26, Fast Reactors). Мероприятие, организованное Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ), пройдет с 18 по 21 мая в Пекине, КНР.
Представители стран расскажут о последних достижениях в развитии технологий быстрых реакторов с целью расширения международного сотрудничества в сфере атомной энергетики и обмена знаниями между специалистами и учеными. В числе почетных спикеров конференции с докладами по приоритетным направлениям развития российской ядерной энергетики IV поколения выступят представители «Росатома» в лице первого заместителя генерального директора по развитию новых продуктов атомной энергетики Александра Локшина, научного руководителя проектного направления «Прорыв» Евгения Адамова, главного инженера проектного направления «Прорыв» Андрея Петренко, начальника аналитического отдела АО «Прорыв» Андрея Каширского и научного руководителя проекта по разработке реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 Андрея Моисеева.
«Росатом» также представит инновационную выставочную экспозицию, демонстрирующую мультимедийный макет двухкомпонентной ядерной энергетической системы IV поколения. Отдельная часть экспозиции будет посвящена достижениям многолетнего российско-китайского сотрудничества в сфере быстрых реакторов и замыкания ядерного топливного цикла.
«Новая технологическая платформа ядерной генерации на основе замкнутого цикла, решив проблему накопления отработавшего ядерного топлива и нарастающего дефицита урана, существенно повысит экономическую эффективность и экологическую безопасность ядерной генерации. «Росатом» сегодня занимает лидирующие позиции в разработке технологий IV поколения: уже начались подготовительные работы по сооружению атомного энергоблока на быстрых нейтронах БН-1200М на Белоярской АЭС, а в Томской области впервые в мировой практике на одной площадке создаются энергоблок с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл смешанного нитридного уран-плутониевого топлива», – подчеркнул Александр Локшин.
Для справки:
Международная конференция «Быстрые реакторы и соответствующие топливные циклы: от инноваций к внедрению» (FR26) организована Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ). Данная конференция продолжает серию проведенных форумов МАГАТЭ по быстрым реакторам, которые ранее проходили в Киото (2009), Париже (2013), Екатеринбурге (2017) и Вене (2022). В последней конференции FR22 приняли участие специалисты из 30 стран, представив более 260 докладов по различным направлениям технологий быстрых реакторов и соответствующих топливных циклов.
Конструкцию основания выполнят с применением 36 пружинных элементов, что позволит уменьшить вибрационную нагрузку на фундаментные колонны и смежное технологическое оборудование
Госкорпорация «Ростатом» приступила к заливке фундамента уникального инновационного ядерного реактора БРЕСТ-ОД-300 в городе Северске Томской области, сообщили ТАСС в пресс-службе Сибирского химического комбината (СХК) (входит в Росатом). Основание рассчитано на сейсмическое воздействие до семи баллов.
«СХК приступает к заливке бетона в основание турбоагрегата реактора БРЕСТ-ОД-300. Фундамент защитит оборудование от вибрационных нагрузок. <…> Основание турбоагрегата рассчитано на сейсмическое воздействие до 7 баллов по 12-балльной шкале и соответствует проектным требованиям к оборудованию атомных станций», — сообщили в пресс-службе.
Конструкция основания будет выполнена с применением 36 пружинных элементов, что позволит уменьшить вибрационную нагрузку от работающего турбоагрегата на фундаментные колонны и смежное технологическое оборудование. Бетонирование фундамента будет проведено в три этапа. Всего будет использовано более 620 куб. м бетона различного класса: от тяжелого до мелкозернистого. Также будет применено более 100 тонн арматурных изделий и закладных деталей.
По словам представителя руководства опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) компании «СХК» Ивана Бабича, бетонирование такого ответственного узла — процесс долгий и трудоемкий. «Но для оборудования общей массой более 1,7 тыс. тонн устойчивая опора становится не просто важной, а критически необходимой», — цитирует пресс-служба Бабича. Перед началом монтажа турбоагрегата конструкция будет несколько месяцев находиться в покое для набора необходимой прочности.
О проекте «Прорыв»
Стратегический отраслевой проект «Прорыв» Росатома нацелен на разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на базе реакторов на быстрых нейтронах. Проект реализуется под управлением АО «Прорыв» ведущими российскими учеными и инженерами, при участии целого ряда отраслевых институтов.
Опытно-демонстрационный комплекс — 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 со свинцовым теплоносителем 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.
Энергосистемы IV поколения — это поколение ядерных энергетических систем (согласно классификации, принятой МАГАТЭ), которое предполагает применение различных технологий, объединенных общим результатом. Ядерные энергетические системы IV поколения способны кардинально изменить атомную энергетику, прежде всего за счет нового уровня безопасности, расширения топливной номенклатуры и существенного сокращения радиоактивных отходов. Россия является мировым лидером в разработке технологий IV поколения: на Белоярской АЭС начались предпроектные работы по сооружению энергоблока БН-1200М, а в Томской области впервые в мировой практике на одной площадке создаются АЭС с реактором БРЕСТ-ОД-300 и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл.
Научно-практический семинар «Состояние российской системы ядерных данных и программного обеспечения для работы с ядерными данными в области двухкомпонентной ядерной энергетики и топливного цикла» прошел в НИЯУ МИФИ 13 мая. В семинаре приняли участие представители из 16 научных организаций страны.
Открывая семинар, заместитель директора ИЯФиТ НИЯУ МИФИ Георгий Тихомиров, отметил что МИФИ не случайно выбран площадкой для него, так как вопросы обработки получения и анализа ядерных данных напрямую связаны с подготовкой новых специалистов: «Уже несколько лет головной научно-методический центр данных НИЯУ МИФИ проводит семинары, связанные с теплофизическими и нейтронно-физическими данными, но сегодня семинар особенный – он может, на мой взгляд, стать точкой бифуркации, которая должны вывести работу с данными на принципиально новый уровень».
Профессор кафедры технологии замкнутого ядерного топливного цикла (№89) ИЯФиТ , начальник отдела науки АО «Прорыв» Юрий Хомяков, инициировавший и модерировавший семинар, отметил что МИФИ – оптимальная площадка для обсуждаемой проблемы, потому она находится в ведении главного метролога «Росатома», курирующего службу справочных данных, а МИФИ играет очень важную роль методического центра службы стандартных справочных данных о физических константах и свойствах веществ и материалов в области использования атомной энергии.
«Одна из главных проблем в области ядерных данных – смена поколений и эпох, и задача этого семинара совершить переход таким образом, чтобы не потерять накопленный опыт и дать толчок новым работам. Ключевой элемент решения этой задачи – создание единой национальной системы констант, которые специалисты ядерной отрасли, занимающие электронно-физическими расчетами, могли бы использовать в качестве опорных данных. Семинар носит сугубо практический характер», – подчеркнул Хомяков.
С докладами на семинаре выступили:
1. Оценка ядерных данных, мировые тенденции и направления развития систем константного обеспечения (Игнатюк А.В., ГЦН РФ ФЭИ)
2. Тенденции развития программ переработки ядерных данных в мире. Состояние российской процессинговой системы – пакета ГРУКОН (Синица В.В.)
3. Константное обеспечение расчетов реакторов на быстрых нейтронах, включая расчеты защиты и ЗЯТЦ (Перегудов А.А., ГНЦ РФ ФЭИ)
4. Константное обеспечение расчетов реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР (Калугин М.А., НИЦ «Курчатовский институт»)
5. Константное обеспечение термоядерных и гибридных установок (Шленский М.Н., НИЦ «Курчатовский институт»)
6. В рамках обсуждения и дополнения информации по использованию ядерных данных в проектах:
Использование ядерных данных в проектных нейтронно-физических расчётах активных зон реакторов БН (Киселев А.В., АО «ОКБМ Африкантов»)
Использование ядерных данных в проектах реакторов со свинцовым теплоносителем (Жирнов А.П., АО НИКИЭТ)
Некоторые результаты и выводы кросс-верификации кодов в рамках КПМА (Пидопригора Е.В., АО «ТВЭЛ»)
7. Нормативно-правовая база Службы справочных данных о физических константах и свойствах веществ и материалов в области использования атомной энергии (Новиков Г.Е., Госкорпорация «Росатом»)
8. Требования и рекомендации к анализу погрешностей результатов нейтронно-физических расчетов (Жылмаганбетов Н.М., НТЦ ЯРБ)
9. Сохранение и передача знаний, подготовка кадров и международное сотрудничество (Тихомиров Г.В., НИЯУ МИФИ)
10. Актуальные требования к константному обеспечению для кодов нового поколения проектного направления «Прорыв» (Белов А.А., ИБРАЭ РАН).
В обсуждении и дополнении информации по использованию ядерных данных в проектах выступили специалисты ОКБМ им. И.И. Африкантова, АО «НИКИЭТ», ОКБ «Гидропресс», КРЭА (АО концерн «Росэнергоатом») и АО «ТВЭЛ» (ГК «Росатом»).
Завершился семинар оживленной дискуссией и рекомендациями для скоординированного плана действий по доработке, верификации и фиксации отраслевой/национальной системы константного обеспечения.
На площадке Учебно-экспериментальной базы проектного направления «Прорыв» в Научно-технологическом университете «Сириус» состоялась лекция «Управление интеллектуальной собственностью». Мероприятие организовано в рамках деятельности сетевой опорной лаборатории «Специализированные робототехнические комплексы для новой атомной энергетики» национального проекта «Новые атомные и энергетические технологии».
Лекция адресована студентам инженерных специальностей, готовящимся к работе в высокотехнологичных отраслях, позволила участникам не только освоить теоретические основы темы, но и увидеть её прикладное значение для современной научно-технической повестки.
В ходе лекции директор проекта Департамента научно-технических программ и проектов Госкорпорации «Росатом» Сергей Югай разобрал развитие представления о системе управления результатами интеллектуальной деятельности, подчеркнув её стратегическую роль для инженеров и руководителей технических проектов.
Слушатели узнали, как выстроены процессы управления интеллектуальной собственностью на различных этапах жизненного цикла РИД и НИОКР в Госкорпорации «Росатом», а также ознакомились с кросс-функциональными аспектами взаимодействия различных служб, возникающими в ходе реализации научно-технических разработок. Полученные знания помогут молодым специалистам избежать рисков утраты прав на интеллектуальные активы и грамотно учитывать нюансы создания и использования объектов ИС в реальных производственных и исследовательских проектах.
Для справки:
Программа экспертных лекций в рамках национального проекта «Новые атомные и энергетические технологии» направлена на прямую трансляцию передовых отраслевых компетенций молодому поколению специалистов. Подобные мероприятия укрепляют кадровый потенциал атомной отрасли, стимулируют внедрение современных научно-технических решений и способствуют интеграции российских подходов в глобальную повестку безопасного и устойчивого развития энергетики.
Проектное направление «Прорыв»: реализация принципа ALARA
Принцип ALARA (As Low As Reasonably Achievable) был сформулирован Международной комиссией по радиационной защите (МКРЗ) в 1954 году и известен как принцип оптимизации, соблюдение которого, наряду с принципами обоснования и нормирования, является одним из основных факторов обеспечения радиационной безопасности. При этом следует подчеркнуть, что польза для населения от радиационной защиты должна превышать ущерб, связанный с радиационным воздействием. А это означает необходимость оценки экономического ущерба от облучения населения.
Виктор Иванов Главный радиоэколог ПН «Прорыв», член-корреспондент РАН
В основе принципа ALARA лежат две важные предпосылки:
отсутствие порога для стохастических радиационных канцерогенных эффектов;
ограниченность финансовых ресурсов для обеспечения радиационной защиты.
Оптимизация радиационной защиты заключается в достижении компромисса между снижением доз облучения и стоимостью защитных мероприятий. В соответствии с принципом ALARA риск должен быть оставлен в том случае, когда затраты, связанные с его дальнейшим снижением, будут крайне непропорциональны полученной выгоде.
После атомной бомбардировки в 1945 году городов Хиросимы и Нагасаки японское правительство в 1954-м создало регистр хибакуся (лиц, переживших атомную бомбардировку) численностью 92 тыс. человек. Наблюдение за состоянием здоровья хибакуся, прежде всего связанное с изучением частоты онкозаболеваемости, продолжается до настоящего времени. Затраты превысили $10 млрд.
Одним из главных выводов японского регистра является отсутствие доказательства радиационно обусловленных канцерогенных эффектов в диапазоне доз облучения 0–100 мЗв. Поэтому МКРЗ в своей Публикации 146 подчеркнула, что лучевые нагрузки на население не должны превышать 100 мЗв (или рисковое значение индукции рака 10-3).
Учитывая вышеизложенное, наибольшим интересом применения принципа ALARA является рисковый диапазон от 10-6 (пренебрежимо малый уровень) до 10-3.
Важно отметить, что технология денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни после радиационного воздействия уже была введена в действующих в стране Нормах радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Действительно, в пункте 2.2 НРБ-99/2009 указано, что «для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел.-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере примерно 1 чел.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни устанавливается отдельными документами федерального уровня в размере не менее 1 годового душевого национального дохода».
Вместе с тем за прошедшие 50 лет оценка зависимости «доза — эффект» претерпела серьезные изменения. В 1975 году Научный комитет Организации Объединенных Наций по действию атомной радиации (НКДАР ООН) ввел понятие «ожидаемая эффективная доза» (ОЭД). Технология ОЭД базировалась на данных регистра Хиросимы — Нагасаки только за первые 20 лет его функционирования. Более полная модель «доза — эффект» была опубликована МКРЗ, где была введена оценка пожизненного обусловленного риска (LAR) по всем облученным органам. В 2022 году МКРЗ издала Публикацию 152 с оценкой величины радиологического ущерба. При этом были введены новые оценки по некоторым ключевым эпидемиологическим параметрам зависимости «доза — эффект» (время латентного периода).
Рассмотрим современную технологию оценки коэффициентов экономических потерь (α, руб/мЗв):
где ВРП — 912 449 млн рублей (валовой региональный продукт Томской обл.); число занятых — 507 100 человек; число занятых на численность населения — 0,581; DALY — потери лет жизни с поправкой на нетрудоспособность.
В приведенной формуле принципиальное значение имеет оценка величины DALY, отражающей потери лет жизни после радиационного воздействия с учетом поправок на эффекты нетрудоспособности. По формуле производится расчет конкретной зависимости DALY для разных возрастных групп на основе принципиальных моделей МКРЗ из Публикаций 103 и 152.
В настоящее время получены оценки коэффициентов экономических потерь (α, руб/мЗв) для населения Северска по основным потенциально опасным радионуклидам при эксплуатации реактора БР-1200. Максимальные значения коэффициентов экономических потерь, как и следовало ожидать, получены для когорты детского населения. В частности, величина á составляет 7469 руб/мЗв для радионуклида 137Cs. Интересно отметить, что в 2024 году были опубликованы значения коэффициентов экономических потерь для населения ряда зарубежных стран. Получено хорошее согласие национальных и международных оценок.
Рассмотрим пример применения технологии ALARA. Получены значения LAR (пожизненного обусловленного риска) для РАО БРЕСТ-1200 и ОЯТ ВВЭР-1000. В первом случае за счет эффекта радиологической эквивалентности достигается выравнивание онкотоксичности РАО и природного уранового сырья. Во втором случае при отсутствии реализации эффекта трансмутации актинидов канцерогенный эффект ОЯТ ВВЭР-1000 в течение 10 тыс. лет наблюдения значимо превосходит аналогичный показатель для природного уранового сырья. При этом на основе принципа ALARA следует считать обоснованными избыточные затраты на уровне 56 млрд рублей для потенциального снижения канцерогенных эффектов ОЯТ ВВЭР-1000 за период 2000 лет после захоронения.
Как известно, для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации АЭС необходимо руководствоваться следующими основными принципами:
непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения — принцип нормирования;
запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает возможного вреда, причиненного дополнительным облучением, — принцип обоснования;
поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения — принцип оптимизации (ALARA).
Реализация современной технологии принципа ALARA в Проектном направлении «Прорыв» гарантирует выполнение современных требований радиационной защиты при потенциальном использовании для ядерно-энергетического комплекса СХК реактора БР-1200.
Первый в мире энергокомплекс четвертого поколения ОДЭК с реактором БРЕСТ-ОД-300, который Росатом строит в Северске (Томская область) в рамках проекта «Прорыв», фактически уже функционирует. Такое заявление на пресс-конференции в ТАСС сделал научный руководитель проектного направления «Прорыв» и НИКИЭТ (предприятие «Росатома«) Евгений Адамов.
«ОДЭК уже начал функционировать. У него три ключевых элемента. Один элемент — это производство нового топлива. Мы в 2024 году закончили стройку, сейчас идут пусконаладочные работы, и к концу текущего года или в начале следующего года начнется производство штатной зоны для БРЕСТа. Сам БРЕСТ [будет достроен] в 2028 году. Что касается третьей задачи, которую мы планировали [решить] в 2030 году, она в этом году уже решена. Уже сейчас в БН-600 загружены минорные актиниды, и реализация той части, которая касается отработанного ядерного топлива, она уже начата», — сказал ученый.
О проекте «Прорыв»
Стратегический отраслевой проект «Прорыв» Росатома нацелен на разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах. Опытно-демонстрационный комплекс (ОДЭК) — это кластер ядерных технологий будущего, который включает три взаимосвязанных объекта, не имеющих аналогов в мире: модуль по производству ядерного топлива (строительство завершено в 2024 году), энергоблок с инновационным реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем 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.
После остывания в бассейне выдержки облученные сборки будут направлены на послереакторные исследования.
Росатом завершил первую в мире программу «дожигания» в реакторах опасных элементов, содержащихся в отработанном ядерном топливе. Об этом сообщает пресс-служба госкорпорации. Три тепловыделяющие сборки с МОКС-топливом с добавлением минорных актинидов — америция-241 и нептуния-237 — были загружены в активную зону четвертого блока Белоярской АЭС с реактором БН-800 летом 2024 года и успешно прошли цикл эксплуатации. После остывания в бассейне выдержки облученные сборки будут направлены на послереакторные исследования.
Минорные актиниды — группа элементов, которые образуются в ядерном топливе в процессе работы реактора, за исключением плутония. К основным минорным актинидам относятся нептуний, америций и кюрий. Обладают высокой радиоактивностью и токсичностью, а также имеют изотопы с длительным периодом полураспада, что делает их опасными компонентами радиоактивных отходов. Именно их наличие определяет сроки и условия изоляции отходов от окружающей среды. Утилизация минорных актинидов через «дожигание» в энергетических реакторах — это ключевой элемент в создании атомной энергетики четвертого поколения.
«На следующем этапе мы намерены увеличить содержание минорных актинидов в опытных сборках с МОКС-топливом. Помимо этого, мы планируем добавлять минорные актиниды в нитридное СНУП-топливо для быстрых реакторов, а также опробовать гетерогенное выжигание «миноров». В этом случае минорные актиниды не «подмешиваются» в уран-плутониевое топливо, а помещаются в отдельные твэлы или отдельные сборки, которые будут устанавливаться в определенных зонах реактора», — приводятся в сообщении слова старшего вице-президента по научно-технической деятельности «ТВЭЛ» (топливный дивизион Росатома) Александра Угрюмова.
МОКС- и СНУП-топливо МОКС-топливо для «быстрых» реакторов (от англ. Mixed-Oxide fuel — смешанное оксидное уран-плутониевое топливо) изготавливается с использованием обедненного урана и плутония. В отличие от традиционного для атомной энергетики обогащенного урана, сырьем для производства таблеток МОКС-топлива выступают оксид плутония, наработанного в энергетических реакторах, и оксид обедненного урана. СНУП-топливо — это вид ядерного топлива, смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП) топливо, в котором делящийся материал (смесь урана и плутония) представлен в форме соединения азота, мононитрида, вместо стандартного диоксида урана. В промышленности такое топливо пока не применяется, разрабатывается для перспективных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым теплоносителем.
