3.2.1.5 Разработка и обоснование технологических и проектно-конструкторских решений, касающихся промышленного пристанционного модуля переработки облученного ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах

Научные исследования и отработка технологических решений элементов замкнутого топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах продолжили работы 2011 года и были направлены на разработку пирохимической технологии переработки плотного отработавшего ядерного топлива. В этом направлении были выполнены следующие работы:

  • исследование образцов керамик и стёкол с иммобилизо- ванными отходами переработки плотного отработавшего ядерного топлива;
  • изучение изменений основных свойств высокоактивных отходов в виде муратаитовых керамик и алюмофторфосфатных стёкол при их хранении;
  • разработка перспективных технических решений для экологически безопасного длительного хранения и захоронения всех видов радиоактивных отходов;
  • оценка экономических показателей для обоснования приоритетного варианта организации длительного хранения и захоронения всех видов радиоактивных отходов, образующихся в процессе эксплуатации пристанционного модуля переработки отработавшего ядерного топлива и реакторов на быстрых нейтронах; разработка конструкторской документации и изготовление опытных образцов технологического оборудования переработки нитридного отработавшего ядерного топлива;
  • экспериментальная проверка технологических и технических решений, закладываемых в основу аппаратов переработки отработавшего плотного топлива;
  • переработка экспериментальных твэлов с отработавшим нитридным топливом для подтверждения проектных показателей.

Оценка эффективности разрабатываемых технических и технологических решений для разрабатываемой пирохимической технологии переработки плотного топлива позволяет на данном этапе исследований сделать вывод о возможности организации

пристанционной схемы замыкания ядерного топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах, способной обеспечить высокую степень защиты окружающей среды и обладающей достаточной конкурентоспособностью.

В 2012 году проводились исследования для обоснования технических решений отдельных операций и оборудования гидрометаллургической технологической схемы переработки плотного отработавшего ядерного топлива, включая разработку оборудования и проверку процессов на реальных образцах.

Результаты работ были представлены в виде докладов на российских и международных конференциях и семинарах.

Эксперименты по растворению плотного отработавшего ядерного топлива будут продолжены в 2013 году в радиационно-защитных камерах радиохимического отделения.