Жидкосолевой реактор (ЖСР) — установка, в которой активную зону формирует гомогенная расплавленная смесь из фторидов солей и фторидов делящихся материалов — урана, плутония или тория. Реактор такого типа имеет ряд преимуществ по сравнению с твердотопливными реакторами. Он требует меньшей загрузки топлива и является нечувствительным к радиационным повреждениям. Еще одна особенность его работы — возможность удалять продукты деления из активной зоны и проводить их переработку в непрерывном режиме, то есть без остановки реактора.
Первый в России исследовательский жидкосолевой реактор (ИЖСР), который будет построен на ГХК, создается для отработки технологии дожигания образующихся в ходе переработки облученного ядерного топлива долгоживущих радиотоксичных изотопов — минорных актинидов (изотопов америция, нептуния, кюрия).
В рамках проекта ученые Томского политехнического университета разрабатывают технологию обесфторивания системы на основе расплава фторидов лития и бериллия «FLiBe», содержащей ядерные материалы, на которой будет работать ИЖСР. Обесфторивание — необходимый этап для последующего цикла переработки отработанного ядерного топлива ИЖСР с учетом имеющейся инфраструктуры радиохимических производств.
Классический метод переработки топлива для водо-водяных ядерных реакторов невозможно применить к солевой смеси для ЖСР. Наша задача — получить из нее продукт, пригодный для подобного метода переработки на имеющемся технологическом оборудовании. Предлагаемая нами технология основана на химической переработке «FLiBe» при помощи реагентов. Суть метода заключается в том, что добавляемые реагенты связываются со фтором, удаляя его из смеси. После чего обесфторенный остаток перерабатываются классическим экстракционным способом. Мы также прорабатываем возможность «замкнутой» последовательности переработки «FLiBe» с целью ее оборота и создания свежего топлива для реактора,Ученые отмечают, что, рассматриваемая в качестве перспективной, технология переработки «FLiBe» подразумевает высокотемпературную экстракцию расплавленными металлами, что связано со значительными техническими трудностями. Политехники планируют понизить температуру с 600 °C до 120°C. Это сделает технологию более простой и безопасной.— рассказывает доцент отделения топливно-ядерного цикла ТПУ Александр Кантаев.
Проект по отработке технологии рассчитан на несколько лет. На следующем этапе лабораторных экспериментов ученые проведут испытания с модельной солью, содержащей радионуклиды. Работы требуют определенных условий, которые существуют в лабораториях ГХК. Эксперименты позволят понять оптимальное соотношение реагентов, времени процесса и выбрать эффективный температурный режим для переработки соли.
«Главная цель проекта — создание более простого способа переработки топливной соли с возможностью регенерации ее основных компонентов для их повторного применения в этой же технологической схеме», — подчеркивает Александр Кантаев.