Пирохимические технологии переработки отработавшего ядерного топлива в хлоридных расплавах: комплексный академический анализ

Накопленное количество отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в России составляет около 25 тыс. тонн, при этом ежегодно из реакторов российских АЭС выгружается примерно 650 тонн, но перерабатывается не более 15% этого объема. Эти ошеломляющие цифры подчеркивают острую необходимость в разработке и внедрении эффективных и безопасных методов обращения с ядерными отходами. В условиях стремительного развития ядерной энергетики и растущей потребности в устойчивых решениях, пирохимические технологии переработки ОЯТ выделяются как одно из наиболее перспективных направлений. Эти методы, основанные на безводных высокотемпературных процессах в хлоридных расплавах, предлагают элегантные и эффективные ответы на вызовы, связанные с высокой радиоактивностью, длительными периодами полураспада радионуклидов и огромными объемами накопленных отходов.

Настоящий реферат призван дать исчерпывающий академический анализ пирохимических технологий, охватывая их фундаментальные принципы, ключевые процессы, преимущества и недостатки в сравнении с традиционными гидрометаллургическими подходами. Особое внимание будет уделено их роли в выделении трансурановых элементов и замыкании ядерного топливного цикла, а также практическому опыту и перспективам развития этих технологий в России, в частности в рамках проекта «Прорыв» Госкорпорации «Росатом».

Отработанное ядерное топливо: состав, проблемы и потенциал

Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) — это не просто отход, а сложный конгломерат радиоактивных материалов, несущий в себе как значительные риски, так и огромный потенциал. Его состав, определяемый исходным топливом и условиями эксплуатации реактора, представляет собой химический и изотопный «коктейль», требующий крайне осторожного и продуманного подхода к обращению, что предполагает не только изолирование, но и максимально эффективное использование.

Определение и состав ОЯТ

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), или облученное ядерное топливо, определяется как тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) или их группы, а также целые тепловыделяющие сборки, которые были извлечены из активной зоны ядерных реакторов, поскольку они более не способны эффективно поддерживать цепную реакцию. После выгрузки из реактора ОЯТ сохраняет значительную остаточную радиоактивность и выделяет тепло, поэтому его обычно выдерживают в бассейнах под водой в течение 2-5 лет (для реакторов типа ВВЭР) для отвода тепла и обеспечения радиационной защиты.

С точки зрения состава, ОЯТ является чрезвычайно сложной смесью, включающей:

• Невыгоревший уран: Основная часть массы ОЯТ (950-980 кг в 1 тонне ОЯТ ВВЭР). Это преимущественно ²³⁸U с небольшим остатком ²³⁵U.
• Плутоний: Образуется в результате нейтронного захвата ураном-238. Его количество в 1 тонне ОЯТ ВВЭР составляет 5-10 кг. Плутоний является стратегически важным элементом для замыкания топливного цикла.
• Минорные актиниды (МА): Долгоживущие и высокотоксичные элементы, такие как нептуний (²³⁷Np), америций (²⁴¹Am, ²⁴³Am) и кюрий (²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm, ²⁴⁵Cm). Их содержание в 1 тонне ОЯТ составляет: нептуний-237 — 500 г, америций-241 и 243 — 120-350 г, кюрий-242 и 244 — 60 г. Америций, в частности, становится основным вкладчиком в гамма-активность и радиотоксичность ОЯТ примерно через 500 лет после выгрузки, когда вклад продуктов деления значительно уменьшается.
• Продукты деления: Широкий спектр радионуклидов, образующихся при делении ядер урана и плутония. К ним относятся как короткоживущие, так и долгоживущие изотопы. В 1 тонне ОЯТ ВВЭР содержится, например: цезий-137 (1,2-1,5 кг), технеций-99 (770 г), стронций-90 (500 г), а также стабильные изотопы ксенона (до 12% массы продуктов деления), криптон-85, прометий-147, йод-129, селен-79, цирконий-93, олово-126 и другие.

Для наглядности элементный и изотопный состав 1 тонны ОЯТ, выгруженного из реактора типа ВВЭР, можно представить в таблице 1.

Компонент	Массовая доля (кг)	Изотопы (примеры)	Примечания
Уран	950-980	235U, 238U	Невыгоревший уран, основной компонент
Плутоний	5-10	239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu	Делящийся материал, ценный для рециклирования
Цезий	1.2-1.5	137Cs	Продукт деления, источник гамма-излучения
Технеций	0.77	99Tc	Долгоживущий продукт деления, используется в медицине
Стронций	0.5	90Sr	Продукт деления, бета-излучатель
Нептуний	0.5	237Np	Минорный актинид, долгоживущий
Америций	0.12-0.35	241Am, 243Am	Минорные актиниды, основные вкладчики в радиотоксичность после 500 лет
Кюрий	0.06	242Cm, 244Cm, 245Cm	Минорные актиниды
Ксенон	до 12% от продуктов деления	Стабильные изотопы	Используются в ионных двигателях, наркозе
Прочие продукты деления	Варьируется	85Kr, 147Pm, 79Se, 93Zr, 126Sn, 129I, 135Cs	Широкий спектр изотопов с различными периодами полураспада

Таблица 1: Ориентировочный элементный и изотопный состав 1 тонны ОЯТ ВВЭР

Проблемы обращения с ОЯТ

Колоссальное количество и сложность состава ОЯТ порождают ряд серьезнейших проблем, требующих незамедлительного и долгосрочного решения.

Во-первых, это огромное количество радиоактивных отходов (РАО). В России накоплено около 25 тыс. тонн ОЯТ, а по всему миру это число достигает сотен тысяч тонн. При этом ежегодно из реакторов российских АЭС выгружается примерно 650 тонн ОЯТ, но перерабатывается лишь около 15% этого объема. Это приводит к постоянному накоплению, которое требует значительных площадей для временного хранения и, в конечном итоге, для глубинного геологического захоронения. Только при переработке 1 тонны ОЯТ энергетических реакторов образуется примерно 45 м³ жидких высокоактивных отходов (ВАО), что является значительной нагрузкой на инфраструктуру по обращению с отходами. В целом, объем всех радиоактивных отходов на предприятиях ядерного комплекса России превышает 600 миллионов кубических метров с активностью более 10²⁰ Бк.

И что из этого следует? Без инновационных подходов, таких как пирохимические технологии, мы рискуем столкнуться с неконтролируемым ростом объемов отходов, что ставит под угрозу экологическую безопасность и экономическую целесообразность ядерной энергетики в целом.

Во-вторых, длительные периоды полураспада многих радионуклидов, содержащихся в ОЯТ, представляют собой вызов, который растягивается на тысячелетия.

К наиболее опасным долгоживущим радионуклидам относятся:

• Нептуний-237 (²³⁷Np) с периодом полураспада 2,1 миллиона лет.
• Америций-243 (²⁴³Am) с периодом полураспада в тысячи лет.
• Америций-241 (²⁴¹Am) с периодом полураспада около 432 лет.
• Кюрий-245 (²⁴⁵Cm) с периодом полураспада 8250 лет.
• Плутоний-239 (²³⁹Pu) с периодом полураспада около 24110 лет.

Среди долгоживущих продуктов деления также значимы:

• Селен-79 (⁷⁹Se, 2,95 × 10⁵ лет).
• Технеций-99 (⁹⁹Tc, 2,11 × 10⁵ лет).
• Цирконий-93 (⁹³Zr, 1,53 × 10⁶ лет).
• Олово-126 (¹²⁶Sn, 2,3 × 10⁵ лет).
• Йод-129 (¹²⁹I, 1,57 × 10⁷ лет).
• Цезий-135 (¹³⁵Cs, 2,3 × 10⁶ лет).

Эти элементы требуют изоляции от биосферы на сроки, превышающие возможности современных цивилизаций предсказывать стабильность геологических формаций. Проблема заключается не только в их токсичности, но и в необходимости обеспечения безопасности на таких масштабах времени, что делает управление ОЯТ одним из самых сложных инженерно-экологических вызовов.

Какой важный нюанс здесь упускается? Именно эти долгоживущие изотопы являются основной движущей силой для поиска радикально новых методов, таких как трансмутация, которые могут принципиально изменить подход к управлению ядерными отходами.

Ценные компоненты ОЯТ и их применение

Несмотря на все сложности, ОЯТ также является ценным ресурсом, содержащим ряд радионуклидов, которые могут быть извлечены и использованы в различных областях. Этот аспект превращает проблему отходов в возможность для развития науки, медицины и промышленности.

Среди наиболее значимых компонентов и их применений можно выделить:

• Плутоний-238 (²³⁸Pu): Чрезвычайно ценный источник энергии для космических зондов и планетоходов. Его высокая удельная энергоотдача и длительный период полураспада делают его идеальным для создания радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), обеспечивающих электроэнергией аппараты в удаленных уголках Солнечной системы. Например, марсоход «Кьюриосити» работает на российском плутонии-238.
• Стронций-90 (⁹⁰Sr): Применяется в радиоизотопных источниках энергии, аналогично плутонию, но с меньшей удельной мощностью, а также в контрольно-измерительной технике (плотномеры, толщиномеры, влагомеры). В медицине используется для терапии некоторых видов рака.
• Технеций-99 (⁹⁹Tc) и его метастабильный изомер технеций-99m (^99mTc): ^99mTc является «рабочей лошадкой ядерной медицины» и широко используется в однофотонной эмиссионной компьютерной томографии (ОФЭКТ) для диагностики различных заболеваний, включая онкологию, кардиологию, неврологию. ⁹⁹Tc используется в производстве источников низкоэнергетического бета-излучения.
• Стабильные изотопы ксенона: Составляют до 12% массы продуктов деления и находят применение в ионных двигателях космических аппаратов, обеспечивая высокоэффективное движение, а также в качестве анестетика в медицине.
• Кобальт-60 (⁶⁰Co): Используется для стерилизации медицинских инструментов, пищевых продуктов, а также в лучевой терапии для лечения онкологических заболеваний.
• Молибден-99 (⁹⁹Mo): Является материнским изотопом для получения ^99mTc, критически важного для ядерной медицины.
• Йод-131 (¹³¹I): Применяется в диагностике и лечении заболеваний щитовидной железы, а также в терапии некоторых видов рака.
• Лютеций-177 (¹⁷⁷Lu): Перспективный радионуклид для радионуклидной терапии (РНТ) в онкологии, особенно для лечения нейроэндокринных опухолей и рака предстательной железы.
• Фтор-18 (¹⁸F): Широко используется в позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ) для диагностики онкологических, кардиологических и неврологических заболеваний.
• Криптон-85 (⁸⁵Kr), Цезий-137 (¹³⁷Cs), Прометий-147 (¹⁴⁷Pm), Калифорний-252 (²⁵²Cf), Америций-241 (²⁴¹Am) и Кюрий-244 (²⁴⁴Cm): Находят применение в контрольно-измерительной технике (например, в плотномерах, толщиномерах), нейтронном активационном анализе, рентгенофлуоресцентном анализе, а также в качестве источников света.

Использование радионуклидных методов в медицине охватывает широчайший спектр направлений, включая онкологию, кардиологию, гепатологию, урологию, нефрологию, пульмонологию, эндокринологию, травматологию, неврологию, нейрохирургию, педиатрию, аллергологию, гематологию и клиническую иммунологию. Таким образом, переработка ОЯТ не только решает проблему отходов, но и открывает доступ к ценным материалам, способным приносить значительную пользу человечеству.

Основы пирохимических технологий переработки ОЯТ

Перед лицом глобальных вызовов, связанных с управлением ОЯТ, пирохимические технологии предстают как одно из наиболее перспективных направлений. Они предлагают радикально иной подход по сравнению с традиционными методами, обещая более эффективное и безопасное обращение с ядерными материалами.

Принципы пирохимической переработки

Пирохимические технологии представляют собой безводные методы переработки ОЯТ, основанные на воздействии неводных реагентов при повышенной температуре. В отличие от гидрометаллургических процессов, где основную роль играют водные растворы кислот и щелочей, пирохимия использует расплавленные соли. Чаще всего это хлориды щелочных или щелочноземельных металлов, такие как хлориды лития (LiCl), калия (KCl) и их эвтектические смеси (например, LiCl-KCl).

Ключевым принципом является проведение всех химических операций в компактных аппаратах при высоких температурах. Это позволяет использовать уникальные свойства солевых расплавов:

• Радиационная стойкость: Солевые расплавы устойчивы к интенсивному радиационному воздействию, что является критически важным для работы с высокоактивным ОЯТ. Это снимает жесткие ограничения на удельную активность перерабатываемых материалов, которые характерны для водных растворов, подверженных радиолизу.
• Высокая температура: Проведение процессов при температуре в несколько сотен градусов Цельсия (например, 500-800°C) обеспечивает высокую скорость реакций и позволяет использовать принципиально иные физико-химические подходы, такие как электрорафинирование в расплавах.
• Безводная среда: Отсутствие воды исключает проблемы, связанные с радиолизом воды, образованием взрывоопасных газов (водорода), а также снижает объем вторичных жидких радиоактивных отходов, поскольку продукты деления и актиниды концентрируются в твердой фазе или компактном расплаве.

Таким образом, пирохимические методы предлагают принципиально новый подход, который позволяет работать с «горячим» топливом, значительно сокращая сроки его предварительной выдержки и, как следствие, уменьшая запасы накапливающегося ОЯТ. Как это влияет на будущее ядерной энергетики?

Цели и преимущества пирохимических методов

Основная цель пирохимической технологии — переработка ОЯТ малой выдержки с высоким энерговыделением. Это особенно актуально для реакторов на быстрых нейтронах, которые являются ключевым компонентом замкнутого ядерного топливного цикла.

Цели переработки ОЯТ в целом и пирохимических технологий в частности включают:

1. Снижение общего количества радиоактивных отходов (РАО): За счет более эффективного фракционирования и извлечения полезных компонентов, объем РАО, подлежащих долгосрочному захоронению, значительно сокращается.
2. Повторное использование некоторых элементов ОЯТ: Извлечение урана, плутония и минорных актинидов для изготовления нового топлива (например, МОКС-топлива или СНУП-топлива) является краеугольным камнем замкнутого топливного цикла.
3. Снижение использования природного урана: Рециклинг урана и плутония позволяет многократно использовать уже добытый уран, существенно продлевая ресурсную базу ядерной энергетики.
4. Получение различных радиоизотопов для науки, медицины и промышленности: Как было упомянуто ранее, ОЯТ является источником ценных изотопов, таких как ²³⁸Pu, ⁹⁰Sr, ⁹⁹Tc, ⁶⁰Co, ⁹⁹Mo, ¹³¹I, ¹⁷⁷Lu, ^99mTc и ¹⁸F, которые имеют широкое применение.

Преимущества пирохимических технологий, обусловленные их фундаментальными принципами, многочисленны:

• Переработка ОЯТ с коротким сроком выдержки: Это одно из важнейших преимуществ. Пирохимические методы позволяют перерабатывать ОЯТ, которое хранилось всего от полугода до года, в отличие от гидрометаллургических, требующих 2-5 лет выдержки. Такое сокращение времени подготовки топлива значительно уменьшает запасы ОЯТ на временном хранении.
• Устойчивость к радиации: Высокая радиационная стойкость солевых расплавов позволяет работать с высокоактивным ОЯТ, что является критически важным для топлив с глубоким выгоранием и малым сроком выдержки.
• Компактность технологии: Все химические операции могут проводиться в компактных аппаратах, что снижает затраты на строительство и эксплуатацию перерабатывающих заводов, а также уменьшает площадь, требуемую для размещения объектов.
• Универсальность: Пирохимические методы применимы для топлив различных типов — металлического, оксидного, карбидного, нитридного. Это позволяет использовать одно и то же оборудование для переработки различных видов ОЯТ, что упрощает технологические процессы и повышает их экономическую эффективность.
• Получение актиноидов с ограниченной очисткой: Пирохимическая технология обеспечивает выделение из ОЯТ смеси актиноидов (урана, плутония, нептуния, америция), очищенной от продуктов деления до требуемых, но не избыточных значений. Это свойство, при котором материалы остаются с достаточно высоким уровнем радиации, препятствует их хищению и способствует режиму нераспространения ядерных материалов, так как полученный плутоний, как правило, не годится для изготовления заряда атомной бомбы из-за трещин, образующихся в отливках при затвердевании.
• Потенциал для замыкания ЯТЦ: Пирохимические процессы могут выдавать конечный продукт, готовый для непосредственного изготовления нового ядерного топлива (например, в виде оксидов урана и плутония), что упрощает создание замкнутого топливного цикла. За счет фракционирования и трансмутации минорных актинидов (МА), таких как америций-241 (²⁴¹Am) и америций-243 (²⁴³Am), возможно выделить их из РАО как минимум на 99,9% для последующего дожигания в быстрых или жидкосолевых реакторах, что позволяет существенно уменьшить объем РАО, подлежащих глубинному геологическому захор��нению. Если минорные актиниды выделить из РАО и трансмутировать, сроки сохранения их опасности сократятся с 700 тыс. лет до 300 лет. Повторное использование урана и плутония, извлеченных из ОЯТ, в составе МОКС-топлива или СНУП-топлива позволяет значительно увеличить энергетический потенциал природного урана и снизить темп накопления ОЯТ примерно в восемь раз.

Таким образом, пирохимические технологии не только предлагают решение проблемы ОЯТ, но и открывают путь к созданию более эффективной, безопасной и устойчивой ядерной энергетики будущего.

Пирохимические процессы в хлоридных расплавах: детальный обзор

Переработка ОЯТ в хлоридных расплавах — это сложный, многостадийный процесс, требующий глубокого понимания физико-химических взаимодействий при высоких температурах. Он включает в себя ряд ключевых операций, каждая из которых играет свою роль в извлечении ценных компонентов и минимизации объемов отходов.

Подготовительные стадии: волоксидация и отделение оболочек

Первым этапом в пирохимической переработке ОЯТ является подготовка топлива, которая включает отделение частей сборки, фрагментацию топлива и, что особенно важно для оксидного топлива, волоксидацию.

Волоксидация (от англ. voloxidation — объемное окисление или окислительная перекристаллизация) — это процесс окислительной обработки фрагментов оксидного топлива при температуре около 450–550 °C с использованием смеси O₂ с N₂ или O₃ (или O₂ с N_x). Эта стадия является критически важной по нескольким причинам:

• Отделение топливной композиции от оболочек ТВЭЛов: Оксид урана UO₂ при окислении до U₃O₈ увеличивается в объеме, что приводит к разрушению топливных гранул и отделению порошка топлива от циркониевых оболочек. Эффективность отделения топлива от оболочек в оптимальных условиях волоксидации составляет 98–99%.
• Удаление летучих продуктов деления: В процессе волоксидации происходит удаление летучих радионуклидов, таких как тритий (³H, в виде HTO) и радиоуглерод (¹⁴C, в виде CO₂). Остаточное содержание трития в волоксидированном топливе не превышает 0,2% от исходного, а радиоуглерод удаляется на 98%. Это значительно упрощает последующие стадии переработки и снижает радиоактивную нагрузку.
• Разрыхление топлива: Окисление UO₂ до U₃O₈ приводит к образованию мелкодисперсного порошка, что облегчает дальнейшее растворение топлива в расплавах солей.

Помимо волоксидации, могут использоваться и другие методы для снятия оболочки. Например, для циркониевой оболочки ТВЭЛ может применяться безводный хлористый водород в псевдоожиженном слое Al₂O₃ при температуре 350-800°C. В этом процессе цирконий реагирует с хлористым водородом, превращаясь в летучий тетрахлорид циркония (ZrCl₄), который затем отделяется от материала сердечника сублимацией.

Растворение ОЯТ и электрорафинирование

После подготовительных стадий, очищенное от оболочек и разрыхленное топливо подвергается растворению и электрорафинированию.

Растворение ОЯТ: Измельченное топливо растворяется в расплавленных солях. В контексте хлоридных расплавов это обычно эвтектические смеси LiCl-KCl или другие хлориды щелочных/щелочноземельных металлов. Механизм растворения актинидов и продуктов деления включает их переход в ионную форму в расплаве.

Электрорафинирование: Этот процесс является сердцем пирометаллургической переработки и основан на различии в электрохимических потенциалах ионов урана, плутония и продуктов деления в расплаве солей.

Процесс электрорафинирования происходит в специальной электролитической ячейке при высокой температуре, где:

1. Анод: ОЯТ, содержащее уран, плутоний и продукты деления, служит анодом. При прохождении электрического тока компоненты ОЯТ ионизируются и переходят в расплав.
2. Электролит: Хлоридный расплав (например, LiCl-KCl) служит средой для переноса ионов.
3. Катод: На катоде происходит восстановление ионов металлов. Благодаря разнице в электрохимических потенциалах, уран и плутоний (как более электроположительные элементы) осаждаются на проводящем металлическом катоде (например, из молибдена или вольфрама).
   • На катоде: Uⁿ⁺ + nе^— → U (металл); Pu^m+ + mе^— → Pu (металл).
   • Редкоземельные элементы, имеющие более отрицательные потенциалы, остаются в электролите.
   • Благородные металлы (например, Ru, Rh, Pd), которые не ионизируются в расплаве хлоридов, формируют анодный остаток, который можно легко отделить.

Таким образом, электрорафинирование позволяет эффективно разделить актиниды от большинства продуктов деления, концентрируя их на катоде. Целевым продуктом может быть смесь оксидов урана, плутония, нептуния и америция, пригодная для изготовления нового топлива.

Ограниченная очистка и режим нераспространения

Одной из уникальных и парадоксальных особенностей пирохимических процессов является обеспечение невысокой степени очистки актиноидов от продуктов деления. В отличие от гидрометаллургических методов, которые стремятся к максимальной чистоте, пирохимические процессы часто оставляют в извлеченных актинидах остаточные количества продуктов деления. Это не недостаток, а скорее преимущество с точки зрения режима нераспространения ядерных материалов.

Почему это так?

• Радиационная защита как барьер: Материалы, содержащие остаточные продукты деления, остаются высокорадиоактивными. Это создает естественный радиационный барьер, который делает их крайне сложными и опасными для несанкционированного извлечения, транспортировки и использования в террористических целях. Высокий уровень гамма-излучения и тепловыделения требует специализированного оборудования и серьезной защиты, что исключает возможность их хищения или кустарного использования.
• «Грязный» плутоний: Полученный в пирохимических процессах плутоний, как правило, не подходит для изготовления ядерного оружия. Его физические свойства, такие как наличие трещин в отливках при затвердевании, делают его непригодным для создания заряда атомной бомбы. Это значительно снижает риски, связанные с распространением ядерных материалов.
• Соответствие замкнутому циклу: В замкнутом ядерном топливном цикле целью является не производство чистого плутония для оружия, а создание нового топлива, содержащего смесь актинидов для дожигания в реакторах. Для этой цели избыточная очистка не требуется и даже нежелательна, поскольку она увеличивает сложность и стоимость процесса, а также потенциально создает более доступный для хищения материал.

Таким образом, ограниченная очистка актиноидов в пирохимических процессах является не просто технологической особенностью, а целенаправленным решением, способствующим укреплению глобального режима нераспространения ядерных материалов и повышению безопасности атомной энергетики.

Сравнительный анализ пирохимических и гидрометаллургических технологий

Выбор оптимального метода переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) является стратегически важным решением для любой ядерной державы. В современной ядерной энергетике конкурируют два основных подхода: пирохимические и гидрометаллургические технологии. Каждый из них обладает своими уникальными преимуществами и недостатками, которые необходимо тщательно взвешивать.

Преимущества пирохимических методов

Пирохимические технологии, основанные на высокотемпературных безводных процессах, демонстрируют ряд существенных преимуществ:

• Короткий срок выдержки ОЯТ: Это одно из наиболее значимых преимуществ. Пирохимические методы позволяют перерабатывать ОЯТ с коротким сроком выдержки, от полугода до года. Это значительно сокращает время, необходимое для охлаждения топлива в бассейнах выдержки, что уменьшает накопление ОЯТ и высвобождает дефицитные мощности временного хранения. В отличие от этого, гидрометаллургические процессы требуют выдержки ОЯТ в течение 2–5 лет.
• Высокая радиационная стойкость солевых расплавов: Рабочая среда пирохимических процессов — расплавленные соли — чрезвычайно устойчива к радиационному воздействию. Это позволяет работать с высокоактивным ОЯТ, снимая ограничения на удельную активность перерабатываемых материалов, которые присущи водным растворам, подверженным радиолизу.
• Меньший объем образующихся вторичных радиоактивных отходов: Пирохимические методы характеризуются существенно меньшим объемом образующихся отходов, которые, как правило, получаются в твердом виде (например, в виде солевых матриц или цементных блоков). Для сравнения, гидрометаллургическая переработка 1 тонны ОЯТ энергетических реакторов приводит к образованию примерно 45 м³ жидких высокоактивных отходов, требующих сложной и дорогостоящей обработки.
• Компактность аппаратурного оформления: Все химические операции в пирохимических процессах могут проводиться в относительно компактных аппаратах. Это способствует снижению затрат на строительство и эксплуатацию перерабатывающих заводов, а также уменьшает площадь, требуемую для размещения объектов, особенно в условиях, где каждый квадратный метр защищенной зоны на вес золота.
• Универсальность для различных типов топлива: Эти методы применимы для переработки топлив различных типов — металлического, оксидного, карбидного, нитридного. Это обеспечивает гибкость и адаптивность технологии к различным видам реакторов и топливных циклов.

Недостатки пирохимических методов

Несмотря на свои очевидные преимущества, пирохимические технологии также имеют ряд ограничений, которые являются текущими направлениями для исследований и разработок:

• Сложность получения высокочистых материалов: На текущий момент пирохимические технологии еще не позволяют получать материалы с такой же высокой степенью очистки, как гидрометаллургические методы. Хотя, как отмечалось ранее, это может быть преимуществом с точки зрения нераспространения, для производства стандартного ядерного топлива требуется дополнительная доработка или комбинирование с другими процессами.
• Необходимость высокой степени роботизации: Работа с высокоактивными материалами в условиях высоких температур требует минимизации прямого участия человека. Это обуславливает потребность в высокой степени роботизации и автоматизации процессов обслуживания аппаратов, что увеличивает начальные инвестиции и сложность инженерных решений.

Преимущества гидрометаллургических методов (PUREX)

Гидрометаллургические методы, наиболее известным представителем которых является PUREX-процесс (Plutonium Uranium Reduction EXtraction), представляют собой хорошо отработанные и масштабированные промышленные технологии:

• Высокая степень очистки продуктов: PUREX-процесс способен получать высокочистые продукты на выходе. Уран и плутоний очищаются от продуктов деления в миллионы раз, а плутоний может быть очищен до собственного фона по гамма- и бета-активности. Это позволяет использовать извлеченные материалы для изготовления нового топлива с высокими стандартами качества и безопасности.
• Отработанность и масштабируемость: Эти технологии хорошо отработаны и масштабированы до промышленного уровня. Крупные заводы по переработке ОЯТ, использующие PUREX-процесс, действуют во Франции, Великобритании, Японии и России, что свидетельствует об их надежности и экономической целесообразности в текущих условиях.

Недостатки гидрометаллургических методов

Однако гидрометаллургические методы также имеют существенные недостатки, которые стимулируют поиск альтернативных решений:

• Длительный срок выдержки ОЯТ: Для реакторов ВВЭР ОЯТ обычно выдерживается в бассейнах под водой в течение 2–5 лет до переработки. Этот длительный период необходим для снижения радиоактивности и тепловыделения, чтобы минимизировать риски радиолиза и деградации органических реагентов.
• Большой объем жидких радиоактивных отходов: При переработке 1 тонны ОЯТ энергетических реакторов образуется примерно 45 м³ жидких высокоактивных отходов. Эти отходы требуют сложной, многоступенчатой обработки и последующего захоронения, что является дорогостоящим и экологически нагруженным процессом.
• Использование большого количества химических реагентов: PUREX-процесс требует значительного количества химических реагентов, таких как азотная кислота для растворения топлива, щелочи для нейтрализации и органические экстрагенты (например, трибутилфосфат (ТБФ) в углеводородном разбавителе). Эти реагенты сами подвергаются наведенной радиоактивности и деградации в радиационных полях, что усложняет процесс и увеличивает объем вторичных отходов.
• Деградация реагентов в радиационных полях: Использование органических растворителей и других реагентов в условиях высокой радиации приводит к их деградации (радиолизу), что накладывает ограничения на удельную активность перерабатываемых материалов и требует частой замены реагентов.

В таблице 2 представлено краткое сравнение ключевых характеристик пирохимических и гидрометаллургических методов.

Характеристика	Пирохимические методы	Гидрометаллургические методы (PUREX)
Срок выдержки ОЯТ	Короткий (0,5-1 год)	Длительный (2-5 лет)
Радиационная стойкость среды	Высокая (солевые расплавы устойчивы)	Низкая (водные растворы и органические реагенты подвержены радиолизу)
Объем вторичных РАО	Меньший, преимущественно твердые отходы	Больший, значительный объем жидких ВАО (45 м3/тонна ОЯТ)
Аппаратурное оформление	Компактное	Масштабное, требует больших площадей
Универсальность по типу топлива	Высокая (металлическое, оксидное, карбидное, нитридное)	Ограниченная (преимущественно оксидное)
Степень очистки актинидов	Ограниченная (преимущество для нераспространения)	Высокая (очистка в миллионы раз)
Требования к роботизации	Высокие	Менее критично для некоторых стадий
Промышленная отработанность	На стадии развития и демонстрации	Высокая, широко применяются

Таблица 2: Сравнительный анализ пирохимических и гидрометаллургических методов переработки ОЯТ

Роль пирохимических технологий в выделении трансурановых элементов и замыкании ядерного топливного цикла

Проблема обращения с отработавшим ядерным топливом не может быть решена без глубокого понимания роли трансурановых элементов и перспектив их использования. Пирохимические технологии занимают здесь центральное место, предлагая эффективные пути для управления этими сложными радионуклидами и содействуя замыканию ядерного топливного цикла.

Образование и значение трансурановых элементов

Трансурановые элементы — это изотопы с атомными номерами, превышающими атомный номер урана (Z = 92). Они не встречаются в природе в значимых количествах и образуются в активной зоне ядерных реакторов в результате нейтронной абсорбции урановым топливом (особенно ²³⁸U) без деления. Этот процесс называется нейтронным захватом и последующими бета-распадами.

К трансурановым элементам, нарабатываемым в ОЯТ, относятся:

• Плутоний (Pu): Наиболее значимый из трансурановых элементов, образующийся в больших количествах. К его изотопам относятся ²³⁹Pu (основной делящийся изотоп), ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴²Pu.
• Нептуний (Np): В основном представлен ²³⁷Np, который является долгоживущим радионуклидом с периодом полураспада 2,1 миллиона лет.
• Америций (Am): Включает ²⁴¹Am (период полураспада 432 года) и ²⁴³Am (период полураспада в тысячи лет). Америций особенно важен, так как он становится основным вкладчиком в гамма-активность и радиотоксичность ОЯТ примерно через 500 лет после выгрузки из реактора, когда вклад продуктов деления значительно уменьшается.
• Кюрий (Cm): Представлен изотопами ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm, ²⁴⁵Cm, которые также являются долгоживущими и высокорадиоактивными.

Значение выделения трансурановых элементов заключается в их двойственной природе: они являются одновременно основной долгосрочной угрозой в составе РАО и ценным энергетическим ресурсом. Их эффективное извлечение и последующее управление позволяют существенно снизить радиотоксичность отходов и использовать их энергетический потенциал.

Выделение минорных актинидов и трансмутация

Пирохимические технологии в хлоридных расплавах обеспечивают эффективное выделение из ОЯТ смеси актиноидов, включающей уран, плутоний, нептуний и америций. Это особенно важно для минорных актинидов (МА), таких как америций и кюрий, которые вносят основной вклад в долгосрочную радиотоксичность ОЯТ.

Эффективность выделения фракции минорных актинидов (МА) достигает как минимум 99,9% для их последующего дожигания (трансмутации) в быстрых или жидкосолевых реакторах. При электролитическом рафинировании в хлоридных расплавах (например, LiCl-KCl) уран и плутоний выделяются на катоде, в то время как редкоземельные элементы накапливаются в электролите, а минорные актиниды могут быть выделены на отдельной стадии. Технологии выделения и разделения америция и кюрия из ОЯТ активно разрабатывались в лабораторных условиях в последние годы.

Трансмутация — это процесс превращения долгоживущих радионуклидов в более короткоживущие или стабильные изотопы путем облучения нейтронами в специализированных реакторах (например, быстрых реакторах, таких как БОР-60, БН-800, БН-1200 и БРЕСТ-1200, или жидкосолевых реакторах).
Значение трансмутации МА заключается в следующем:

• Сокращение сроков опасности РАО: Если минорные актиниды выделить из РАО и трансмутировать, сроки сохранения их опасности сокращаются с 700 тыс. лет до 300–500 лет. Это радикально меняет проблему захоронения отходов, переводя ее из тысячелетних масштабов в управляемые сотни лет.
• Избегание накопления МА: Добавление в топливо не более 3–4% минорных актинидов позволяет на системном уровне избежать их накопления в ядерном топливном цикле.

Замыкание ядерного топливного цикла

Пирохимические технологии играют ключевую роль в реализации концепции замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Эта концепция направлена на решение долгосрочных проблем ядерной энергетики и имеет несколько фундаментальных целей:

• Максимальное использование урана: ЗЯТЦ позволяет многократно использовать делящиеся материалы, такие как уран и плутоний, извлеченные из ОЯТ. Это существенно увеличивает энергетический потенциал природного урана (содержание ²³⁵U в котором менее 1%) и обедненного урана, что может обеспечить человечество энергией на 3–4 тысячелетия, вместо нескольких сотен лет при использовании открытого цикла.
• Стабилизация ресурсной базы: Рециклирование ядерных материалов стабилизирует ресурсную базу для тепловых реакторов и обеспечивает устойчивое развитие атомной энергетики. Использование МОКС-топлива (смесь оксидов урана и плутония) или СНУП-топлива (смешанное нитридное уран-плутониевое топливо), произведенного на основе выделенных актинидов, позволяет значительно увеличить энергетический потенциал природного урана и снизить темп накопления ОЯТ примерно в восемь раз.
• Укрепление режима нераспространения ядерных материалов: Как уже было сказано, ограниченная очистка актиноидов в пирохимических процессах делает их менее привлекательными для несанкционированного использования, поскольку они остаются высокорадиоактивными и сложными для обращения.
• Комплексное решение проблемы РАО: Замыкание ЯТЦ является комплексным решением проблемы обращения с ОЯТ и РАО, позволяя избежать ее перекладывания на будущие поколения. Использование ОЯТ в реакторах на быстрых нейтронах позволяет задействовать его энергетический потенциал, обеспечивая извлечение куда большего количества энергии из отработавшего топлива.

Таким образом, пирохимические технологии, благодаря своей способности эффективно выделять трансурановые элементы и обеспечивать их трансмутацию, являются неотъемлемым элементом стратегии замыкания ядерного топливного цикла, обеспечивая устойчивое и безопасное будущее для атомной энергетики.

Практический опыт и перспективы развития пирохимических технологий в России

Пирохимические технологии, несмотря на свою относительную новизну в промышленном масштабе, активно развиваются во всем мире, а Россия является одним из лидеров в этом направлении. История разработок и амбициозные планы Госкорпорации «Росатом» свидетельствуют о стратегической важности этих методов для будущего ядерной энергетики.

История и современные проекты

Разработка пирохимических технологий переработки ОЯТ была начата в середине 1950-х годов в Аргоннской Национальной Лаборатории (США). Именно там был продемонстрирован первый и пока единственный промышленный замкнутый топливный цикл с пирометаллургической технологией для регенерации металлического топлива быстрого реактора EBR-2. Этот опыт послужил отправной точкой для дальнейших исследований по всему миру.

В России выбран путь замкнутого ядерного топливного цикла, что включает активную переработку ОЯТ для повторного использования ядерных материалов. В этом контексте пирохимические технологии играют ключевую роль.

Среди наиболее значимых современных российских проектов и центров исследований можно выделить:

• Железногорский горно-химический комбинат (ГХК): На этой площадке планируется крупномасштабная переработка ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 с использованием передовых технологий.
• Сибирский химический комбинат (СХК): С 2030 года на СХК планируется освоение пирохимической технологии с последующим ее использованием в модуле переработки плотного энергетического топлива. Особое значение имеет создание модуля переработки смешанного нитридного уран-плутониевого топлива для перспективного реактора БРЕСТ-ОД-300. Эта установка будет использовать комбинированный метод, значительно сокращающий время выдержки топлива и позволяющий перерабатывать ОЯТ с высоким выгоранием. Фундаментальные и экспериментальные исследования ученых ИВТЭ УрО РАН стали основой для окончательного варианта схемы пирохимического передела в модуле переработки ОЯТ Опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК) на СХК. Сооружение модуля планируется начать в 2024 году, а запуск реактора БРЕСТ-ОД-300 намечен на 2026 год.
• Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения РАН (ИВТЭ УрО РАН): С 2015 года (по состоянию на 2021 год) в ИВТЭ УрО РАН проводятся активные исследования в области пирохимической переработки. В апреле 2021 года Госкорпорация «Росатом» заключила с институтом госконтракт на создание технологии и оборудования для пирохимической переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах. В ИВТЭ УрО РАН была успешно проведена пооперационная проверка схемы пирохимической переработки ОЯТ с применением модельного ядерного топлива, содержащего уран и имитаторы продуктов деления.
• Проект «Прорыв» Госкорпорации «Росатом»: Этот масштабный проект включает разработку комбинированной технологии переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах. В рамках «Прорыва» топливо после выгрузки выдерживается не более года и затем поступает на пирохимическую переработку для удаления большинства продуктов деления. Важной частью проекта является активное рассмотрение применения средств роботизации при пирохимической переработке ОЯТ для обеспечения безопасности персонала, учитывая высокую активность перерабатываемых материалов.

Инновационные разработки и будущее

Будущее пирохимических технологий обещает быть динамичным и наполненным инновациями, направленными на повышение эффективности, безопасности и экономической привлекательности процессов.

• Модернизация процессов с использованием галлия и индия: Ученые Уральского федерального университета (УрФУ) обнаружили, что использование жидкого галлия и индия в системе «солевой расплав – жидкометаллический сплав» может значительно удешевить пирохимическую переработку ОЯТ, сохраняя при этом высокую эффективность. В этой инновационной технологии уран концентрируется в металлическом сплаве, а продукты деления остаются в солевом расплаве. Галлий и индий, известные своей высокой теплопроводностью и использованием в полупроводниковой промышленности, оптоэлектронике и СВЧ-технике, открывают новые горизонты для оптимизации пирохимических процессов. Металлический галлий также рассматривался как жидкий теплоноситель для ядерных реакторов.
• Установки-дожигатели и жидкосолевые реакторы (ЖСР): В перспективе атомная отрасль планирует создание специализированных установок-дожигателей, таких как жидкосолевые реакторы. В ЖСР делящийся материал в форме трифторида плутония с добавками фторидов минорных актинидов будет растворяться непосредственно в расплаве солей на основе фторидов бериллия и лития. Это позволит эффективно трансмутировать долгоживущие актиниды, минимизируя объемы РАО. Строительство исследовательского ЖСР на ГХК намечено на 2030-е годы.
• Полная роботизация и автоматизация: В условиях работы с высокоактивными материалами дальнейшее развитие будет связано с полной роботизацией и автоматизацией всех этапов пирохимического процесса. Это не только повысит безопасность персонала, но и обеспечит более высокую точность, повторяемость и эффективность технологических операций.

Пирохимические методы, благодаря своей возможности получения конечного продукта, готового для непосредственного изготовления нового ядерного топлива, играют важную роль в реализации концепции замкнутого топливного цикла. Они являются неотъемлемой частью стратегии по созданию ядерной энергетики нового поколения, которая будет более безопасной, устойчивой и эффективной.

Заключение

Пирохимические технологии переработки отработавшего ядерного топлива в хлоридных расплавах представляют собой фундаментально важный и перспективный путь к решению одной из наиболее острых проблем современной энергетики — эффективному и безопасному обращению с радиоактивными отходами. Проведенный академический анализ показал, что эти безводные, высокотемпературные методы обладают рядом уникальных преимуществ перед традиционными гидрометаллургическими процессами.

Во-первых, они позволяют работать с высокоактивным ОЯТ с коротким сроком выдержки (от полугода до года), что значительно сокращает время подготовки топлива и уменьшает объемы его временного хранения. Во-вторых, высокая радиационная стойкость хлоридных расплавов обеспечивает стабильность процесса в экстремальных условиях. В-третьих, пирохимические методы характеризуются меньшим объемом образующихся вторичных радиоактивных отходов, которые, как правило, представлены в твердой, более удобной для захоронения форме. Наконец, особенность ограниченной очистки актинидов в пирохимических процессах играет ключевую роль в укреплении режима нераспространения ядерных материалов, создавая естественный барьер для их несанкционированного использования.

Критически важным является вклад пирохимических технологий в выделение трансурановых элементов, особенно минорных актинидов. Их эффективное извлечение и последующая трансмутация в быстрых или жидкосолевых реакторах позволяют сократить сроки потенциальной опасности радиоактивных отходов с сотен тысяч лет до нескольких сотен, что меняет парадигму долгосрочного хранения РАО.

Российская атомная отрасль, в частности Госкорпорация «Росатом» в рамках проекта «Прорыв», активно развивает и внедряет пирохимические технологии. Проекты на СХК и ГХК, а также исследования ИВТЭ УрО РАН демонстрируют практическую реализацию этих подходов. Инновации, такие как использование галлия и индия для удешевления процессов, и планы по созданию жидкосолевых реакторов-дожигателей, указывают на динамичное будущее этого направления.

В конечном итоге, пирохимические технологии являются ключевым элементом для замыкания ядерного топливного цикла. Они не только обеспечивают максимальное использование энергетического потенциала урана и плутония, но и способствуют стабилизации ресурсной базы, а также укреплению глобальной безопасности. Дальнейшие исследования и разработки в этой области будут направлены на совершенствование процессов очистки, повышение степени автоматизации и роботизации, а также на поиск новых, еще более эффективных и экономичных реагентов и схем. Реализация этих задач позволит атомной энергетике стать еще более устойчивой и экологически ответственной, обеспечивая человечество энергией на тысячелетия вперед.

Список использованной литературы

1. Кобягин Н.П., Сергиевский В.В., Яковлев Г.Н. Химическая технология облученного ядерного топлива: учебное пособие. М.: МИФИ, 1991. 52 с.
2. Громов Б.В., Савельева В.И., Шевченко В.Б. Химическая технология облученного ядерного топлива: учебник для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1983. 352 с.
3. Переработка топлива энергетических реакторов: сб. статей. М.: Атомиздат, 1972. 264 с.
4. Андреев Г.Г., Дьяченко А.Н. Введение в химическую технологию ядерного топлива: учебное пособие. Томск: Изд-во ТПУ, 2010. 165 с.
5. Nagai T., Fujii T., Shirai O., Yamana H. Study on redox equilibrium of UO22+/UO2+in molten NaCl-2CsCl by UV-Vis Spectrophotometry // Journal of Nuclear Science and Technology. 2004. Vol. 41, No 6. P. 690-695.
6. Волкович В.А., Васин Б.Д., Александров Д.Е., Хабибуллин Т.К. Взаимодействие уранилсодержащих хлоридных расплавов с водородом // Расплавы. 2009. Вып. 5. С. 27-30.
7. Александров Д.Е., Волкович В.А., Васин Б.Д., Мальцев Д.С. Образование и поведение соединений урана (V) в хлоридных расплавах // Известия Вузов. Ядерная энергетика. 2010. №3. С. 124-132.
8. Патент RU 2518426. Способ бестокового получения урана (V) в расплавленных хлоридах щелочных металлов.
9. Васин Б.Д., Иванов В.А., Распопин С.П. О взаимодействии сплавов на основе цинка с уран- и цирконийсодержащими хлоридными расплавами // Расплавы. 1997. №2. С. 47-50.
10. Бычков А.В., Вавилов С.К., Скиба О.В. Пироэлектрохимическая переработка облученного уран-плутониевого оксидного топлива для реакторов на быстрых нейтронах // Сб. трудов ГНЦ НИИАР «Замкнутый топливный цикл: пироэлектрохимия, технология виброуплотнения, ТВЭЛы». Димитровград, 1994. Вып. 1. С. 13-20.
11. GP patent №1084340. Process for the Purification of Nuclear Fuels.
12. Андреев Г.Г., Пермяков О.Е. Химическая кинетика гетерогенных некаталитических процессов в технологии ядерного топлива: учебное пособие. Томск: Изд-во ТПУ, 2000. 83 с.
13. Ма Б.М. Материалы ядерных энергетических установок: пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1987.
14. Отработанное ядерное топливо тепловых реакторов // Atomic-energy.ru. URL: https://www.atomic-energy.ru/articles/82672 (дата обращения: 31.10.2025).
15. Радиохимия в приоритетах // PRoAtom. URL: https://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=7805 (дата обращения: 31.10.2025).
16. Что такое отработавшее ядерное топливо? // Машиностроительный дивизион «Росатома». URL: https://www.armz.ru/press/articles/chto-takoe-otrabotavshee-yadernoe-toplivo/ (дата обращения: 31.10.2025).
17. Глава 9 РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ И ОТРАБОТАВШЕЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО // Ecodefense.ru. URL: https://www.ecodefense.ru/files/docs/nuclear-book/ch9.pdf (дата обращения: 31.10.2025).
18. Лекция 10. Пирохимическая переработка ОЯТ // Lanbook.com. URL: https://e.lanbook.com/reader/book/18260/#263 (дата обращения: 31.10.2025).
19. Как захоранивают ядерное топливо, и как долго оно опасно // Атомная энергия 2.0. URL: https://www.atomic-energy.ru/articles/102929 (дата обращения: 31.10.2025).
20. Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) // Техническая Библиотека Neftegaz.RU. URL: https://neftegaz.ru/tech_library/yadernaya-energetika/141705-otrabotavshee-yadernoe-toplivo-oyat/ (дата обращения: 31.10.2025).
21. Трансмутация отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов // Nuclphys.sinp.msu.ru. URL: http://nuclphys.sinp.msu.ru/transmutation.htm (дата обращения: 31.10.2025).
22. Актуальная радиохимия // Atomic-energy.ru. URL: https://www.atomic-energy.ru/articles/100078 (дата обращения: 31.10.2025).
23. 6. радиохимическая переработка ядерного топлива // Uchebnik.online. URL: https://uchebnik.online/himiya/radiohimicheskaya-pererabotka-yadernogo-topliva-10705.html (дата обращения: 31.10.2025).
24. Обращение с ОЯТ и РАО // Fptl.ru. URL: https://www.fptl.ru/docs/Rao-Oyat.pdf (дата обращения: 31.10.2025).
25. Извлечь и переработать: пять главных научных проектов в области обращения с ОЯТ и РАО // Страна Росатом. URL: https://strana.rosatom.ru/journal/nauka/izvlech-i-pererabotat-pyat-glavnykh-nauchnykh-proektov-v-oblasti-obrashcheniya-s-oyat-i-rao/ (дата обращения: 31.10.2025).
26. Элементный и изотопный состав ОЯТ. Табл. 2. Состав ОЯТ // Atomic-energy.ru. URL: https://www.atomic-energy.ru/books/124771/page-16 (дата обращения: 31.10.2025).
27. Пирохимия // Атомная энергия 2.0. URL: https://www.atomic-energy.ru/pyrochemistry (дата обращения: 31.10.2025).
28. Переработка ОЯТ // Атомная энергия 2.0. URL: https://www.atomic-energy.ru/processing-snf (дата обращения: 31.10.2025).
29. О переработке ОЯТ реакторов ВВЭР // ГНУ «ОИЭЯИ-Сосны» НАН Беларуси. URL: https://www.sosny.by/wp-content/uploads/2016/06/%D0%9E-%D0%BF%D0%B5%D1%80%D0%B5%D1%80%D0%B0%D0%B1%D0%BE%D1%82%D0%BA%D0%B5-%D0%9E%D0%AF%D0%A2-%D1%80%D0%B5%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%BE%D1%80%D0%BE%D0%B2-%D0%92%D0%92%D0%AD%D0%AD%D0%A0.pdf (дата обращения: 31.10.2025).