Разработка технологии получения фторида лития-7 стала ключевым этапом для создания в России перспективных реакторов на солевом расплаве. На сегодняшний день промышленное производство этого соединения в стране отсутствует, хотя сырье для него – гидроксид лития-7 – выпускается на Новосибирском заводе химконцентратов, входящем в структуру Росатома.
Новый разработанный процесс, основанный на твердофазном синтезе, как заявляют в Росатоме, «исключает потери ценного изотопа лития и минимизирует количество фторсодержащих отходов, делая производство экологически чистым». Фторид лития-7 предназначен для использования в качестве теплоносителя в реакторах на солевом расплаве.
Михаил Метёлкин, генеральный директор химического дивизиона Росатома, отметил, что создание технологии – это «важный шаг на пути решения амбициозной отраслевой задачи по созданию реакторов на солевом расплаве и значимая веха на пути к устойчивому и безопасному энергетическому будущему». Он добавил, что в перспективе научно-исследовательский центр сможет масштабировать технологию для создания установки мощностью до одной тонны в год.
Этот технологический прорыв напрямую связан с ходом реализации российского проекта по созданию реактора на солевом расплаве. В июле этого года Росатом сообщил о завершении первого этапа проектных работ. Весь этап проектирования, который продлится до 2027 года, будет включать создание технических проектов реакторной установки и комплекса по подготовке первичного топлива. Запуск опытного образца реактора, в котором планируется использовать циркулирующее топливо в виде солевого расплава, намечен на 2031 год. Проект является частью более широкой федеральной программы по разработке «новых материалов и технологий для перспективных энергетических систем» и соответствует цели страны по замыканию ядерного топливного цикла.
Согласно данным Всемирной ядерной ассоциации, литий-7 имеет два важных применения в атомной энергетике благодаря своей относительной «прозрачности» для нейтронов. В виде гидроксида он в небольших количествах необходим для безопасной эксплуатации систем охлаждения водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) в качестве стабилизатора pH, снижая коррозию в первом контуре. В виде фторида, как ожидается, он будет пользоваться гораздо большим спросом для реакторов на солевом расплаве. В обоих случаях требуется очень высокая чистота изотопа лития-7, иначе при захвате нейтронов образуется тритий.
Именно в форме фторида – в составе фторида лития и фторида лития-бериллия – литий-7 используется в солевом теплоносителе большинства разрабатываемых реакторов на солевом расплаве. Требования к чистоте достигают 99,995%. В большинстве конструкций в этом же солевом теплоносителе растворено и само топливо. Такие фторидные соли обладают очень низким давлением паров даже при высоких температурах, переносят больше тепла, чем тот же объем воды, имеют хорошие теплопередающие свойства, устойчивы к радиационному воздействию и не вступают в бурную реакцию с воздухом или водой.
Мировой спрос на литий-7 для систем охлаждения водо-водяных реакторов составляет около одной тонны в год. Однако с началом строительства реакторов на солевом расплаве, по некоторым прогнозам, спрос на литий-7 может легко достигнуть 250 тонн в год, что подчеркивает стратегическую важность освоенной технологии.
Реакторы на солевом расплаве способны «выжигать» минорные актиниды, такие как америций, кюрий и нептуний – одни из самых опасных и долгоживущих радиоактивных компонентов облученного ядерного топлива. Эта способность потенциально может значительно сократить образование и активность ядерных отходов, а также упростить их окончательное захоронение.
