Переработка отработавшего ядерного топлива в России

Принципиальная схема обращения с ОЯТ реакторов ВВЭР, РБМК и БН, а также транспортных и исследовательских реакторов, представлена на рис. 2.5.16. В соответствии с этой схемой и принятой в 1998 г. “Программой развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года” предусматривается реализация замкнутого ядерного топливного цикла для реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и БН. Переработка ОЯТ РБМК в настоящее время признана экономически нецелесообразной из-за низкого содержания в нем делящихся нуклидов (²³⁵U – 0,4%, ^239+241Pu – 0,25%). Это топливо предполагают хранить в ближайшие ~ 40 лет, в течение которых должно быть принято решение о его дальнейшей судьбе.

связи между существующими производствами и установками.

связи между производствами и установками, имеющими опытно-промышленный характер или находящимися на стадии строительства, проектирования, НИОКР.

Рис. 2.5.16. Принципиальная схема обращения с ОЯТ в России

Переработку ОЯТ ВВЭР-440 и БН обеспечивает завод РТ-1, благодаря чему осуществляется замкнутый топливный цикл по урану, поскольку уран направляют на изготовление топлива для РБМК. Переработка ОЯТ ВВЭР-1000 предполагается на проектируемом радиохимическом заводе РТ-2, строительство которого было завершено лишь на 15-40% для разных отделений, а затем остановлено. Дата пуска завода РТ-2 в настоящее время не определена.

Принципиальная схема ЯТЦ в России предусматривает, кроме уже осуществляемого рецикла урана, рецикл плутония и введение дополнительных операций фракционирования долгоживущих радионуклидов с их трансмутацией в будущем (пунктирные линии на рис. 2.5.16). По последним данным на РТ-1 может быть построена линия для переработки ОЯТ ВВЭР-1000.