Ученые Росатома успешно обезопасили топливную сборку первого в Европе быстрого реактора БР-10. Новая технология в будущем поможет сократить затраты и время при выводе из эксплуатации мощных быстрых реакторов.

Обнинский Физико-энергетический институт (АО «ГНЦ РФ — ФЭИ», входит в научный дивизион Госкорпорации «Росатом») завершил пятилетнюю программу очистки от металлического натрия аварийных тепловыделяющих сборок исследовательского реактора БР-10, остановленного в 2002 году после 43 лет безаварийной работы. Отработавшее ядерное топливо приведено в безопасное состояние с использованием двухстадийной технологии, созданной и реализованной специалистами горячей лаборатории института.

«В ФЭИ разработан и впервые в мире применен оригинальный метод, сочетающий вакуумную отгонку металлического натрия со спиртовой отмывкой его остатков и продуктов окисления. Реализованная технология может быть востребована в будущем для вывода из эксплуатации натриевых систем реакторов БОР-60, БН-350, БН-600, БН-800. В том числе при очистке не только топливных сборок, но и оборудования, которое извлекается из расплавов натрия. БР-10 станет опытно-демонстрационным центром по отработке технологий вывода из эксплуатации быстрых реакторов, и в дальнейшем мы сможем тиражировать этот опыт», – рассказал главный инженер Физико-энергетического института Роман Щепелев.

Разработанная ФЭИ технология очистки аварийных тепловыделяющих сборок исследовательского реактора  БР состоит из двух этапов. Первый – вакуумная отгонка натрия из труднодоступных участков аварийных сборок, который выходит в виде паров и сорбируется на частицах оксида меди. Второй – контрольный: проводится спиртовая отмывка выдержанных при высокой температуре сборок с контролем водорода в газовой фазе, которая позволяет убедиться в том, что натрия в сборках не осталось.

При реализации технологии специалисты института успешно опробовали метод сбора натрия не в ёмкостях-накопителях, а с использованием твердофазного поглотителя, который не просто сорбирует натрий, а вступает с ним в химическое взаимодействие, превращая его в нелетучий оксид натрия и оставляя на своей поверхности. Это позволяет избежать распространения радиоактивного натрия по коммуникациям. Предложенная технология учитывает ряд важных аспектов – высокую радиоактивность отработавших тепловыделяющих сборок БР-10 и разрушенные оболочки твэлов, а также позволяет управлять процессом очистки дистанционно – с помощью копирующих манипуляторов горячих камер.

Отработавшее ядерное топливо будет направлено в один из крупнейших российских центров по переработке радиоактивных материалов – ПО «Маяк» для последующей регенерации.

***

Исследовательский реактор БР-10 (ИР БР–10) на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем эксплуатировался в обнинском Физико-энергетическом институте в мощностном режиме с 1959 года по 2002 год. На нём решались основные технические проблемы, связанные с практическим осуществлением в СССР проектов атомных электростанций с реакторами на быстрых нейтронах. Опыт работы этого реактора, стендов и установок ФЭИ был положен в основу проектов более мощного экспериментального реактора БОР-60 и энергетических реакторов БН-350, БН-600, БН-800. В декабре 2002 года в соответствии с приказом по минатому ректор был остановлен и начался период его подготовки к выводу из эксплуатации. Мероприятия проводятся в рамках Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016 – 2020 годы и на период до 2035 года».