Об этом сообщила госкорпорация.
В настоящее время проект находится на стадии обоснования инвестиций. До конца 2026 года планируется определить площадку для строительства с учетом транспортной доступности, экологических требований и возможностей интеграции нового производства в существующую инфраструктуру атомной отрасли промышленности.
Крупнейший радиохимический завод страны
Создаваемое предприятие станет самым крупным производственным комплексом по переработке отработавшего ядерного топлива в России. Проект предусматривает модульную архитектуру, которая позволит поэтапно наращивать производственные мощности в зависимости от потребностей атомной индустрии.Первый производственный модуль будет способен перерабатывать до 400 т/год ОЯТ. Выход на проектную мощность ожидается в следующем десятилетии.
Особенностью комплекса станет универсальность технологических решений. Завод сможет работать как с топливом традиционных тепловых реакторов, составляющих основу современной атомной генерации, так и с топливом реакторов на быстрых нейтронах, которые рассматриваются как основа атомной энергетики будущего.
Для будущего предприятия уже выполнен значительный объем научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ (НИОКР) в части головных операций, экстракционных процессов, отверждения отходов.
Головные операции включают несколько операций. Фрагментация отработавших ТВС для доступа к топливному материалу и отделение части сборки, где ОЯТ уже нет.
Затем идет операция волоксидации, когда фрагменты ОЯТ подвергаются объёмному окислению при температурах 300-600 °C, что позволяет выделить газообразные и летучие продукты: тритий (3H), йод-129, криптон, ксенон и разрушить структуру топливного материала, что облегчает последующее растворение.
Затем разные фракции ОЯТ (окисленное топливо, обломки оболочек, мелкие фрагменты разделяют и размещают раздельно для последующей переработки.
Затем окисленное топливо растворяют в азотной или иной кислоте в кислоте, в слабокислых растворах нитрата железа и др.
На этом головные операции заканчиваются.
Следующая операция техпроцесса - экстракционное выделение и очистка целевых нуклидов, разделение актинидов, переработке и иммобилизации оставшихся радиоактивных отходов. Экстракционное выделение целевых нуклидов обеспечивает отделение нужного радиоактивного изотопа в смеси. Это фильтрация с реагентом на молекулярном уровне используется PUREX-процессе (см. ОЯТ), где для извлечения урана и плутония используют трибутилфосфат.
Шаг к замкнутому ядерному топливному циклу
Одной из ключевых задач проекта является создание полноценной инфраструктуры для реализации концепции замкнутого ядерного топливного цикла.В отличие от традиционной схемы, при которой отработавшее ядерное топливо после использования превращается в отходы длительного хранения, замкнутый цикл предполагает извлечение из него полезных материалов для повторного использования.
Такой подход позволяет:
- значительно повысить эффективность использования природного урана;
- многократно вовлекать ядерные материалы в энергетический цикл;
- сократить объемы радиоактивных отходов;
- уменьшить потребность в добыче нового сырья;
- обеспечить устойчивую ресурсную базу для атомной энергетики на десятилетия вперед.
Использование технологий проекта БРЕСТ
При разработке нового завода Росатом планирует использовать опыт и технологические решения, уже созданные в рамках строительства инновационного энергокомплекса с реактором БРЕСТ-ОД-300 в городе Северске.Часть разработок, созданных для модуля переработки топлива реактора БРЕСТ, будет адаптирована и масштабирована для нового производства.
Это позволит сократить сроки внедрения современных радиохимических технологий и повысить эффективность проекта.
Россия входит в число мировых лидеров по развитию данных технологий. Помимо проекта БРЕСТ-ОД-300, в стране ведется подготовка к строительству энергоблока БН-1200М на Белоярской АЭС.
Это прорыв!
Росатом в г. Северск Томской области строит опытно-демонстрационный энергетический комплекс 4го поколения (ОДЭК) в рамках отраслевого проекта Прорыв. Проект Прорыв нацелен на достижение разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на базе реакторов на быстрых нейтронах.ОДЭК будет состоять из:
- энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300 (реактор 4го поколения на быстрых нейтронах с теплоносителем на основе свинца) мощностью 300 МВт;
- замыкающего ядерный топливный цикл пристанционного завода, который включает в себя:
- модуль переработки облученного СНУП-топлива реактора БРЕСТ,
- модуль фабрикации/рефабрикации ЯТ для изготовления стартовых ТВЭЛов из привозных материалов (а впоследствии - ТВЭЛов из переработанного облученного ядерного топлива).
Ввод ОДЭК в эксплуатацию намечен на 2029 г., в т.ч. на физический пуск реактора БРЕСТ-ОД-300 Росатом планирует выйти в 2028 г.
Согласно генсхеме размещения объектов электроэнергетики до 2042 г., планируется строительство 8 энергоблоков с РУ БР-1200 - 2 блока на Рефтинской АЭС (Свердловская область), 2 блока на Южноуральской АЭС (Челябинская область), 2 блока на Северской АЭС и 2 блока на Сибирской АЭС (Иркутская область).
Кроме того, в районе 2035 г. Росатом рассчитывает подготовить экспортный вариант энергетических комплексов 4го поколения.




























