В период с 26 по 29 июня 2017 года Экспоцентр Екатеринбурга стал площадкой для проведения Международной конференции по реакторам на быстрых нейтронах и соответствующим топливным циклам (Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development, FR-17). Организаторами конференции выступило Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) совместно с Правительства Российской Федерации и при поддержке Госкорпорации «Росатом».
Тема конференции была сформулирована так: «Новое поколение ядерных систем для устойчивого развития». В конференции приняли участие около 700 специалистов из более чем 30 стран. В рамках пленарного заседания были представлены доклады о состоянии и перспективах развития направления быстрых реакторов в странах, занимающихся этой тематикой, – России, Франции, Китае, Индии, Японии и Республике Корея, а также доклады от Еврокомиссии, Агентства по атомной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР), МАГАТЭ и Международного форума «Поколение IV».
В ходе более 40 пленарных сессий и круглых столов конференции были представлены доклады о проектах в области реакторов на быстрых нейтронах и их топливных циклах представителей России, Китая, США, Японии, Франции, Индии. На FR-17 также выступили специалисты из Южной Кореи, Швейцарии, Германии, Аргентины, Швеции, Италии, Мексики, Словакии, Бельгии, Чехии и Венгрии. Панельные и секционные заседания охватывали широкий спектр научных вопросов и были посвящены концепциям перспективных реакторов, активным зонам, топливу и топливным циклам, эксплуатации и выводу из эксплуатации, безопасности, лицензированию, конструкционным материалам, промышленному внедрению и др. Помимо ученых из уже перечисленных стран, на этих заседаниях выступили специалисты из США, Италии, Мексики, Словакии, Швеции, Бразилии, Швейцарии, Люксембурга, Венгрии, Бельгии, Чехии и Германии. В постерных сессиях к этим странам присоединились презентации из Ирана, Польши, Аргентины, Беларуси, Великобритании и других стран. Российский опыт и разработки в области быстрых реакторов представили ученые из АО «ОКБМ Африкантов», АО «ГНЦ НИИАР», АО «НИКИЭТ», АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», АО «ВНИИНМ им. А.А. Бочвара», НИЦ «Курчатовский институт», ЧУ «ИТЦП «Прорыв» и НИЯУ МИФИ.
Сотрудники Института высокотемпературной электрохимии приняли в конференции активное участие, представив результаты исследований, выполняемых в рамках проекта «Прорыв». Ключевым моментом проекта является разработка технологии пирохимической переработки высокоактивного, маловыдержанного (не более одного года) отработанного смешанного нитридного уран плутониевого ядерного топлива (СНУП). До конца 2015 года в качестве основной операции разрабатывался процесс прямого анодного растворения нитридного ОЯТ в эквимольном расплаве хлоридов лития и калия с выделением целевых продуктов на жидком кадмиевом катоде. Таким образом, планировалось отделить значительную часть радиоактивных продуктов распада, снизить энерговыделение и продолжить дальнейшую очистку соединений урана и плутония, возможно, с использованием водных схем. Наши коллеги продемонстрировали, что разрабатываемое прямое электрорафинирование СНУП ОЯТ не обеспечивает необходимых параметров выделения целевых компонентов даже на модельных объектах (имитаторах) и в рамках масштабных работ на Сибирском Химическом Комбинате были подтверждены ранее сделанные выводы.
В настоящее время руководством проекта «Прорыв» принято решение провести НИОКР (2017-2018гг.) по выбору новой схемы переработки ОЯТ и на создаваемом в составе модуля переработки на экспериментальном пирохимическом участке опытно-демонстрационного энергетического комплекса провести отработку пирохимической технологии и испытания опытных образцов оборудования.
В предполагаемых работах ИВТЭ занимает важное место, как с точки зрения координации, так и проведения ключевых исследований. Для этого в институте была создана лаборатория радиохимии, задача которой – в тесном сотрудничестве с другими подразделениями института провести фундаментальные исследованиями и предложить реальные схемы пирохимического передела при переработке СНУП ОЯТ. На основании полученных результатов будет спроектировано соответствующее оборудование и разработаны технологические схемы.
Потапов Алексей Михайлович. Доклад: Pyrochemical recycling of the nitride SNF of fast neutron reactors in molten salts as a part of the short-circuited nuclear fuel cycle
