В России создают реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. Для производства энергии такой реактор может эффективно использовать не только уран, но и плутоний. Перед учеными стоит задача радиационной безопасности захоронения радиоактивных отходов после переработки смешанного нитридного уран-плутониевого отработавшего ядерного топлива. Сотрудники подведомственного Минобрнауки России Института геохимии и аналитической химии имени В. И. Вернадского Российской академии наук (ГЕОХИ РАН) предложили новые перспективные материалы для отверждения нового типа отходов — отработанного электролита, представляющего собой смесь хлоридов металлов.
В настоящее время предусмотрено отверждение радиоактивных отходов в устойчивые консервирующие материалы, которые в дальнейшем размещают в хранилища, включающие комплекс природных и инженерных барьеров безопасности. В качестве консервирующих материалов используются прежде всего стекло и цемент, а материал на перспективу — керамика.
В ГЕОХИ РАН разрабатывают натрий-алюможелезофосфатное стекло и магний-калий-фосфатную матрицу для отверждения летучих хлоридных отходов от переработки отработавшего ядерного топлива создаваемого реактора. Для обоснования безопасности использования консервирующих материалов необходимо исследовать воздействие на консервирующие материалы природной грунтовой воды, в том числе изучить влияние повышения кислотности воды вследствие образования продуктов ее радиолиза.
Ученые провели исследования структуры и стабильности материалов в растворах пероксида водорода, как имитатора продуктов радиолиза воды, и подтвердили их устойчивость. Полученные результаты могут быть использованы при обосновании радиационной безопасности захоронения таких радиоактивных отходов.
Синтез новых материалов происходит либо при температуре до 950 ⁰C в случае натрий-алюможелезофосфатного стекла, либо при комнатной температуре в случае магний-калий-фосфатной матрицы. Очевидно, что снижение температуры синтеза материалов позволит эффективнее отверждать летучие хлоридные отходы, снизить энергетические затраты и эксплуатационную нагрузку на оборудование.
В настоящее время проводится исследование влияния материалов инженерных барьеров хранилищ радиоактивных отходов на устойчивость исследованных материалов для консервации долгоживущих радионуклидов. Для промышленного использования необходимо, чтобы материалы соответствовали действующим нормативным требованиям к отвержденным отходам (НП-019-15).
«Разработка консервирующих материалов для такого нового типа радиоактивных отходов ведется по инициативе специалистов ГЕОХИ РАН, входящего в консорциум организаций, — исполнителей крупного проекта Института физической химии и электрохимии имени А. Н. Фрумкина РАН, поддержанного Минобрнауки России. Следует отметить также высокий интерес к разрабатываемым материалам со стороны Госкорпорации «Росатом», — сказал заместитель директора ГЕОХИ РАН, доктор химических наук Сергей Винокуров.
Госкорпорация «Росатом» в 2021 году начала строительство первого в мире энергоблока последнего поколения БРЕСТ-ОД-300 в городе Северске Томской области. Предполагается, что с этого реактора должна начаться новая эпоха в истории атомной энергетики — эпоха замкнутого ядерного топливного цикла.
Преимущество реакторов на быстрых нейтронах — способность эффективно использовать для производства энергии не только уран, но и нарабатываемый в реакторе плутоний. Реактор БРЕСТ-ОД-300 может обеспечивать себя основным энергетическим компонентом — плутонием-239 — сам, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99% (в настоящее время для производства энергии в тепловых реакторах используется изотоп уран-235, содержание которого в природе — около 0,7%).
Обладая высоким коэффициентом воспроизводства, быстрые реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также трансмутировать (т. е. утилизировать с выработкой энергии) долгоживущие минорные актинидные элементы.
Исследования проведены при финансовой поддержке Минобрнауки России. Результаты опубликованы в одном из международных журналов.