МОСКВА, 26 сен /ПРАЙМ/. Госкорпорация "Росатом" в ближайшие три года может получить из государственного бюджета 3,5 миллиарда рублей на создание реализуемых на практике технологий, которые должны лечь в основу проекта уникального ядерного реактора для "выжигания" наиболее опасных радионуклидов, остающихся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций.

Проект федерального бюджета на 2020 год и на плановый период 2021-2022 годов опубликован на портале проектов нормативных правовых актов.

Ранее сообщалось, что такой экспериментальный реактор-"выжигатель" планируется построить на предприятии Росатома "Горно-химический комбинат" (ГХК, ЗАТО Железногорск, Красноярский край).

Переработка в промышленных масштабах отработавшего ядерного топлива АЭС — одна из ключевых задач, которые решаются для развития глобальной атомной энергетики, учитывая его возрастающие объемы в мире. Переработка ОЯТ — высокотехнологичный процесс, направленный на минимизирование радиационной опасности этого топлива, безопасную утилизацию неиспользуемых компонентов, выделение полезных веществ (прежде всего урана и плутония) и обеспечение их дальнейшего использования.

Россия в последние годы приступила к отработке технологий переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, составляющих большинство эксплуатируемых сейчас реакторов как на российских АЭС, так и на станциях, построенных по российским проектам за рубежом.

На железногорском комбинате построили пусковой комплекс опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) по переработке отработавшего топлива, в котором применяются новейшие, экологически чистые технологии поколения 3+. Уже отработаны технологии переработки ОЯТ с использованием реальной топливной сборки реактора ВВЭР-1000. В будущем достроят второй пусковой комплекс ОДЦ, мощности которого позволят перерабатывать ОЯТ уже в промышленных масштабах. В дальнейшем ОДЦ послужит основой для создания на базе комбината крупномасштабного завода по переработке ОЯТ, который должен обеспечить эффективную систему обращения с отработавшим ядерным топливом для длительной эксплуатации атомных энергоблоков ВВЭР-1000 и более совершенных блоков ВВЭР-1200 как в России, так и за рубежом.

Вместе с тем, для обеспечения экономической эффективности и повышения экологической безопасности системы обращения с отработавшим ядерным топливом предстоит решить проблему так называемых минорных актинидов — долгоживущих радиоактивных изотопов трансурановых химических элементов америция, кюрия и нептуния, которые вносят главный вклад в высокую радиоактивность отходов, остающихся после переработки ОЯТ. Эффективно перерабатывать минорные актиниды можно с помощью так называемой трансмутации — "пережигания" в ядерных реакторах на быстрых нейтронах или с помощью ускорителей.

В данном случае для этих целей предлагается использовать так называемые жидкосолевые ядерные реакторы (ЖСР) на расплавах фторидов металлов. Как поясняют специалисты, такие установки будут обладать рядом преимуществ, в том числе повышенной безопасностью, поскольку на них в силу технологических особенностей не могут произойти тяжелые аварии. Кроме того, такие реакторы не нуждаются в изготовлении традиционных топливных элементов.

Технические и технологические возможности площадки ГХК предоставляют возможность разместить пилотную экспериментальную реакторную установку на расплавах солей с быстрым спектром нейтронов, связав ее инфраструктурно с ОДЦ. Опыт эксплуатации экспериментального реактора, как ожидается, позволит построить полномасштабную реакторную установку ЖСР-С, способную принять в топливный цикл на дожигание весь нарабатываемый в процессах переработки объем минорных актинидов как с ОДЦ, так и в последующем с полномасштабного завода по переработке ОЯТ на комбинате в Железногорске.