РАДИОХИМИЯ, 2023, том 65, № 2, с. 103-112

УДК 621.039

СТАНОВЛЕНИЕ И ЗАДАЧИ

РАДИОХИМИЧЕСКИХ ТЕХНОЛОГИЙ:

ИСТОРИЯ И СОВРЕМЕННЫЕ ВЫЗОВЫ

Горно-химический комбинат, 662978, Железногорск Красноярского края, ул. Ленина, д. 53

*e-mail: sibghk@rosatom.ru

Поступила в редакцию 09.01.2023, после доработки 09.01.2023, принята к публикации 30.01.2023

Представлен обзор основных предпосылок создания и развития промышленных радиохимических

производств в СССР и РФ. Приведена история обращения с отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)

применительно к заводам РТ-1 и РТ-2, особенности заводов, рассмотрен их исторический облик и зада-

чи с позиции сегодняшнего дня. Проведен анализ сложившейся профильности площадок ПО «Маяк»,

Горно-химического комбината и Сибирского химического комбината замкнутого ядерного топливного

цикла РФ. Сформулированы актуальные вопросы применительно к технологиям переработки ОЯТ и

обращения с радиоактивными отходами.

Ключевые слова: ядерный щит, ПО «Маяк», Горно-химический комбинат, Сибирский химический

комбинат, радиохимические технологии, отработавшее ядерное топливо, уран-плутониевое топливо,

радиоактивные отходы, завод РТ-1, завод РТ-2, Опытно-демонстрационный центр, Опытно-демонстра-

ционный энергетический комплекс.

DOI: 10.31857/S0033831123020016, EDN: WUEVBW

ВВЕДЕНИЕ

логически сложились и сформировались подходы,

заложенные и получившие развитие в ходе эксплуа-

Историческая справка. Создание ядерного щита

тации на соответствующих площадках (табл. 1).

В конечном итоге паритет с США по ко-

Развитие радиохимии и становление радиохи-

личеству ядерных зарядов был достигнут

мических технологий в период с середины 1940-х

к концу 1970-х гг. С учетом работы ученых и техно-

и до конца 1970-х гг. было обусловлено единствен-

логов в области радиохимии «по инерции» в тече-

ной целью - достижением паритета СССР с США

ние последующих 15-20 лет определение «новой»

в количестве ядерных зарядов. Учитывая критиче-

цели, соизмеримой и способной стать драйвером

ское соотношении ядерных зарядов (в разной сте-

роста и развития для «ренессанса» радиохимиче-

пени готовности) - 10 к 400 не в пользу СССР, к

ских технологий в рамках уже Второго атомного

1950-м гг. было принято решение о создании трех

проекта, крайне актуально в настоящее время.

заводов типа Б для выделения оружейного плуто-

ния из облученных стандартных урановых блоков

ИСТОРИЯ ОБРАЩЕНИЯ С ОЯТ В РОССИИ

промышленных уран-графитовых реакторов с раз-

мещением на площадках комбинатов № 817 (ПО

Роль ПО «Маяк» и ГХК. Заводы РТ-1 и РТ-2

Маяк», Озерск), № 816 (Сибирский химический

комбинат, СХК, Северск) и № 815 (Горно-химиче-

В Советском Союзе с появлением первых атом-

ский комбинат, ГХК, Железногорск).

ных подводных лодок и АЭС было принято реше-

Несмотря на идентичность задач, стоящих пе-

ние о реализации замкнутого ядерного топливного

ред заводами Б, а также сопоставимые показатели

цикла (ЗЯТЦ) как по оборонным, так и по граждан-

по производительности и качеству выпускаемой

ским направлениям. И до настоящего времени от

предприятиями продукции, «исторически» и техно-

этого тезиса не отходят и в РФ. В контексте приня-

103

104

КОЛУПАЕВ, АПАЛЬКОВ

Таблица 1. Сложившиеся особенности технологий радиохимических заводов

Комбинат № 817

Характеристика

Комбинат № 815 (ГХК)

Комбинат № 816 (СХК)

(ПО «Маяк»)

Размещение производств

Подземное (подгорная часть)

Наземное

Технология переработки

Осадительная (с момента запуска), экстракционная, сорбционная

(ОСУБ ^а)

Экстракция. Разбавитель

Тяжелый (ОСУБ)

Тяжелый (ОСУБ),

Легкий (ОСУБ)

легкий (ОЯТ)

Экстракция. Оборудование

Смесители-отстойники

Колонны

Утилизация жидких

Кондиционирование,

Сброс, остекловывание

Кондиционирование,

радиоактивных отходов

подземное захоронение

^а Облученные стандартные урановые блоки промышленных уран-графитовых реакторов.

того подхода решение о строительстве завода РТ-1

довольно специфичного в переработке «лодочного»

по переработке ОЯТ энергетических реакторов и

ОЯТ.

транспортных установок было принято еще в нача-

В настоящее время завод РТ-1 осуществляет пе-

ле 1960-х гг. Площадка ПО «Маяк» при этом была

реработку различных видов ОЯТ:

определена местом размещения планируемого за-

- энергетических реакторов типа ВВЭР, РБМК,

вода (рассматривалась также и площадка СХК), в

том числе с учетом опыта эксплуатации первого в

БН;

отрасли радиохимического завода и необходимо-

- транспортных ядерно-энергетических устано-

сти совершенствования исходных проектных тех-

вок (ЯЭУ) и исследовательских реакторов (ИР).

нологических решений. Так, например, широко

- дефектного ОЯТ.

применяемые в химической технологии подходы

Профильность же планировавшегося к созданию

оказались трудно применимы или неприемлемы в

на площадке ГХК завода РТ-2 изначально заключа-

условиях введенного ранее в эксплуатацию ради-

лась переработке серийных видов ОЯТ - ВВЭР-1000

охимического завода 25 (материалы аппаратов, за-

(в перспективе 1200). В 1970-1980-х гг. выполнялось

порная арматура, компоновка завода и т.п.).

проектирование, начато строительство на ГХК заво-

С 1971 г. на ПО «Маяк» действует хранили-

да РТ-2 по переработке ОЯТ ВВЭР-1000, в 1985 г.

ще ОЯТ, с 1977 г. - завод РТ-1 по переработке

введена первая очередь завода РТ-2 - «мокрое» хра-

ОЯТ (рис. 1).

нилище ОЯТ ВВЭР-1000 (рис. 2).

Задача завода РТ-1, изначально не планировав-

шегося в качестве серийного производства, состо-

Завод РТ-2 рассматривался как логическое раз-

яла в переработке, в первую очередь, облученного

витие технологий РТ-1. Заложенные при создании

топлива реакторных установок (РУ) ВВЭР-440 и

завода РТ-2 принципы сводились к следующим:

Рис. 1. Инфраструктура завода РТ-1: хранилище ОЯТ и горячие камеры.

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

СТАНОВЛЕНИЕ И ЗАДА

ЧИ РАДИОХИМИЧЕСКИХ ТЕХНОЛОГИЙ

105

Рис. 2. Строительная площадка завода РТ-2, «мокрое» хранилище ОЯТ ВВЭР-1000.

РТ-2 - логическое развитие завода РТ-1: от уни-

вую очередь, в части обращения с РАО, а также

версальности (ОЯТ ЯЭУ, ИР) к монопереработке

вследствие других объективных причин 1990-х гг.

серийного ОЯТ (ВВЭР-1000/1200);

завод РТ-2 в планировавшемся облике так и не был

достроен.

сквозная проверка заложенных в схему РТ-2 тех-

нологических процессов и оборудования на РТ-1 и

Тем не менее, облик завода РТ-2, если рассма-

площадках отраслевых институтов.

тривать его с позиции сегодняшнего дня, не пре-

терпел серьезных изменений. Отличия заключа-

комплексность: реализация в рамках единой пло-

ются лишь в избыточной, по меркам современного

щадки переработки ОЯТ и фабрикации уран-плуто-

подхода, производительности: в настоящее время

ниевого топлива (УПТ) из продуктов переработки.

обликом завода РТ-2 представляется тиражируе-

В течение 1980-2000-х гг. проводилась разра-

мый модуль, объединяющий переделы переработки

ботка технологий для развития РТ-1 и создания

ОЯТ и фабрикации свежего топлива. Производи-

РТ-2. Окончательный облик завода РТ-2 сложился

тельность модуля переработки при этом составляет

к 1992 г. [1].

порядка 600-800 т ОЯТ/год (окончательная мощ-

По результатам разработки комплексной тех-

ность требует расчетного обоснования). В качестве

нологической схемы переработки ОЯТ на заво-

безальтернативной технологии гидрометаллурги-

де РТ-2 (рис.

3) полная производительность по

ческой переработки ОЯТ следует рассматривать

урану должна была составлять 1500 т/год, готовой

Пурекс-процесс (классический, упрощенный или

продукцией завода РТ-2 являлись плав гексагидрата

усовершенствованный), с возможностью фракци-

нитрата уранила (ГНУ), направляемый на дальней-

онирования «короткоживущей» фракции ВАО от

шее дообогащение, и смешанное уран-плутониевое

переработки ОЯТ (при необходимости). Конечные

топливо в виде тепловыделяющих сборок (ТВС)

продукты переработки ОЯТ представляют собой

для реакторов ВВЭР-1000 [1].

ГНУ (для дальнейшего дообогащения) или уран в

форме октаоксида триурана (закиси-окиси для «ко-

Технология переработки ОЯТ РТ-2 включала

роткой» схемы - прямого направления на субли-

операцию фракционирования с получением фрак-

мацию), а также диоксид плутония для топливоо-

ций стронция-цезия, ТПЭ-РЗЭ. Метод подземного

беспечения энергетических реакторов на быстрых

захоронения жидких высоко- (ВАО) и среднеактив-

или тепловых нейтронах, поступающий в интегри-

ных отходов (САО) был исключен. Переработка

рованный модуль фабрикации УПТ.

жидких ВАО и САО предполагала их упаривание с

отверждением кубовых остатков методом остекло-

РАЗВИТИЕ ТЕХНОЛОГИЙ ЗЯТЦ НА ФГУП

вывания и цементирования. Жидкие низкоактивные

«ГХК»

отходы (НАО), в том числе тритиевые конденсаты,

предполагалось направлять на подземное захороне-

Миссия ГХК

ние [1].

В связи с наличием отложенных и не имевших

Вектор поэтапного приближения к концепту-

перспектив решений в момент разработки, в пер-

альной модели завода РТ-2 обусловил развитие и

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

СТАНОВЛЕНИЕ И ЗАДА

ЧИ РАДИОХИМИЧЕСКИХ ТЕХНОЛОГИЙ

107

Рис. 4. Площадка Завода регенерации топлива (ЗРТ) ГХК.

формирование современного облика предприятия,

дания которого (согласно ТЗ на разработку проекта

включающего комплекс хранилищ ОЯТ РУ ВВЭР-

ОДЦ, 2008 г.) следует выделить следующие:

1000 («мокрого» с 1985 г. и «сухого» с 2015 г.) и

- создание ОДЦ по радиохимической переработ-

РБМК-1000 («сухих», 2011, 2015 гг.), опытно-де-

ке ОЯТ реакторов АЭС различного типа (базовый

монстрационный центр (ОДЦ) по переработке ОЯТ

вид ОЯТ - ВВЭР-1000);

РУ ВВЭР-1000 (2015, 2023 гг.) на площадке Завода

- отработка нового, перспективного оборудова-

регенерации топлива (ранее - Изотопно-химиче-

ния для проверки новых технологических процес-

ский завод, рис. 4), а также производство уран-плу-

сов переработки ОЯТ, методов по обращению с РАО

тониевого МОКС-топлива для РУ БН-800 (2015 г.)

и проведению испытаний масштабных эксперимен-

с установкой переочистки плутония на площадке

тальных работ;

Завода фабрикации топлива (созданного на базе Ра-

диохимического завода).

- получение исходных данных для проектиро-

вания, строительства и пуска крупномасштабного

Развитие вышеуказанной промышленной ин-

завода по переработке ОЯТ;

фраструктуры сформировало современную мис-

сию ГХК, заключающуюся в «создании полного

- оценка возможности переработки ОТВС с

технологического комплекса в области обращения

«проблемным» топливом;

с отработавшим ядерным топливом энергетических

- отсутствие сброса ЖРО от переработки ОЯТ.

реакторов и замыкании ядерного топливного цикла

В настоящее время эксплуатация ОДЦ на ГХК

для обеспечения России экологически чистой и без-

(рис. 5), начиная с 2015 г., осуществляется в объеме

опасной энергией атома».

«первого» пускового комплекса, представляющего

собой комплекс исследовательских горячих камер

СОЗДАНИЕ ОДЦ ПО ПЕРЕРАБОТКЕ ОЯТ

(ИГК) с аналитической лабораторией. Инфраструк-

Опытно-демонстрационный центр (ОДЦ) по пе-

тура комплекса ИГК ОДЦ, включающая девять

реработке ОЯТ на ГХК концептуально представля-

исследовательских камер, позволяет реализовать

ет собой опытное радиохимическое производство,

полный цикл переработки ОЯТ с отработкой и про-

предназначенное для отработки новых решений

веркой режимов применительно к базовой техноло-

и впервые разработанного оборудования с целью

гии ОДЦ в полном развитии. В настоящее время на

выдачи исходных данных для будущего полномас-

объекте выполняется рад исследовательских работ,

штабного завода (РТ-2), среди основных целей соз-

связанных с переработкой рафинатов, сорбционным

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

108

КОЛУПАЕВ, АПАЛЬКОВ

На основании вышеуказанного решения начиная

с 2023 г. планируется модернизация технологиче-

ских отделений ОДЦ. Основным, реализовавшимся

уже к настоящему времени риском является обеспе-

чение работоспособности критически важного обо-

рудования и его ремонтопригодность. По резуль-

татам пуско-наладочных работ на ОДЦ выявлены

основные направления (технологические переде-

лы) для превентивных исследований для принятия

своевременных решений о внесении необходимых

изменений. К таковым относятся операции и обору-

дование рубки и волоксидации ОЯТ, растворения и

осветления (центрифуги) ОЯТ, упаривания и осте-

Рис. 5. Опытно-демонстрационный центр (ОДЦ) по

переработке ОЯТ на ГХК.

кловывания ВАО, получения порошка смешанных

выделением цезия и стронция, отверждением ВАО

оксидов актинидов (по проекту), денитрации ура-

нилнитрата, хранения отработавшего экстрагента.

в связке СВЧ-денитрации с плавлением в муфель-

ной печи и др. Завершение строительства ОДЦ в

С учетом вышеизложенного, исходя, в том чис-

полном развитии ожидается в 2023 г., ввод в эксплу-

ле, из основных положений актуализированной в

атацию и начало переработки ОЯТ - в 2025 г. [3].

2022 г. Концепции обращения с ОЯТ Госкорпора-

ции «Росатом» на 2023-2035 гг. и перспективы до

К сожалению, в начале 2000-х гг. на этапе про-

2050 г., предполагается следующая стратегия экс-

ектирования ОДЦ произошел разрыв связи РТ-1 и

плуатации и развития ОДЦ:

РТ-2, в результате которого разработчики техноло-

гий ОДЦ отступили от сложившейся ранее практи-

1-й этап - разрешение на ввод в эксплуатацию

ОДЦ по переработке ОТВС РУ ВВЭР-1000;

ки в пользу реализации инновационных решений

в технологии ОДЦ, не в полной мере используя

2-й этап - техническое перевооружение отделе-

при этом опыт и потребности площадки РТ-1 для

ний ОДЦ, начало переработки ОЯТ ВВЭР-1000 с

возможности опробования и подбора наиболее оп-

получением востребованных в двухкомпонентной

тимальных решений для проекта ОДЦ. Это же об-

ядерной энергетике РФ целевых продуктов перера-

стоятельство относится и к целевым продуктам пе-

ботки;

реработки ОЯТ: на этапе проектирования не были

3-й этап - реконструкция ОДЦ с созданием ин-

должным образом сформулированы требования к

тегрированного модуля фабрикации уран-плутони-

конечным продуктам переработки, в качестве ко-

евого топлива (РЕМИКС-С/гет. и др.) в концепции

торых проектом были предусмотрены порошок ок-

двухкомпонентной ядерной энергетики РФ.

таоксида триурана (закиси-окиси) и порошок сме-

СЛОЖИВШАЯСЯ ПРОФИЛЬНОСТЬ

шанных оксидов урана, плутония и нептуния.

ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ ПЛОЩАДОК

С позиции сегодняшнего дня происходит пере-

КОМБИНАТОВ

осмысление как непосредственно проектных техно-

логий ОДЦ, так и конечных продуктов переработки

Аналогично сложившимся на этапе создания и

ОЯТ энергетических реакторов для целей топли-

становления радиохимических производств трех

вообеспечения действующего реактора БН-800 и

комбинатов ГХК, ПО «Маяк» и СХК во второй по-

создаваемых БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200М. В 2022 г.

ловине прошлого века особенностям технологий и

принято решение о внесении изменений в базовую

подходов (представленным в табл. 1) на современ-

технологию ОДЦ с установлением ГНУ и диоксида

ном этапе развития сформировалась четкая про-

плутония в качестве целевых продуктов переработ-

фильность каждой из промышленных площадок с

собственной стратегией развития.

ки ОЯТ для обеспечения потребности реакторов на

быстрых (РБН) и тепловых нейтронах (РТН) в реге-

Так, перспективы развития ПО «Маяк» связа-

нерированных материалах [2, 3].

ны с запланированной модернизацией завода РТ-1

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

СТАНОВЛЕНИЕ И ЗАДА

ЧИ РАДИОХИМИЧЕСКИХ ТЕХНОЛОГИЙ

109

Рис. 6. Площадка завода РТ-1 на ПО «Маяк».

(рис. 6) с целью увеличения производительности

захоронения ВАО (Подземная исследовательская

и расширения номенклатуры перерабатываемого

лаборатория (ПИЛ) Нижнеканского массива), что

ОЯТ [2].

позволит:

СХК сформировался в качестве референтной

- добиться минимальных издержек и экологиче-

площадки демонстрации ЗЯТЦ РБН, отладки тех-

ских рисков;

нологий обращения со свежим и отработавшим ни-

- минимизировать перевозки плутония и регене-

тридным топливом РБН в рамках Опытно-демон-

рированного урана;

страционного энергетического комплекса (ОДЭК,

- применить технологии фракционирования

рис. 7) - прототипа серийного в перспективе Про-

ВАО и дожигания минорных актинидов.

мышленного энергокомплекса (ПЭК).

Сложившаяся профильность и распределение

ГХК, в свою очередь, продолжает следовать за-

решаемых в области замыкания ЯТЦ задач между

ложенной на этапе формирования облика завода

тремя предприятиями не только не лишены прак-

РТ-2 идеологии создания полного цикла обращения

тического смысла, но и могут являться взаимообо-

с ОЯТ серийных РТН. Возможность максимального

гащающими при выстраивании оптимальной ко-

задействования действующей инфраструктуры пло-

операции, исходя из принципиальных положений

щадки ЗРТ (комплекса «мокрого» и «сухих» храни-

и путей реализации одобренной в апреле 2022 г.

лищ ОЯТ, ОДЦ) наряду с опытом промышленной

Стратегическим советом Госкорпорации «Росатом»

эксплуатации производства МОКС-топлива для РУ

Стратегии развития ядерной энергетики России до

БН-800 Белоярской АЭС позволяет считать целесо-

2050 г. и перспективы на период до 2100 г., являясь

образным размещение на ГХК завода (модуля) РТ-2

прообразом создаваемой двухкомпонентной ядер-

для переработки ОЯТ и фабрикации свежего топли-

ной энергетики РФ [4].

ва серийных энергетических реакторов для обеспе-

чения внутренних потребностей РФ (рис. 8).

ЗАКЛЮЧЕНИЕ. АКТУАЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ

Стартовавшие работы над проектом создания

ПЕРЕРАБОТКИ ОЯТ

на ГХК в среднесрочной перспективе исследова-

тельского жидкосолевого реактора с перспективой

В разделе сформулирован ряд актуальных во-

просов и вызовов, в некоторой степени провокаци-

создания промышленного реактора-сжигателя ми-

онных по своей сути, но требующих осмысления и

норных актинидов от переработки ОЯТ логично

вписывается и завершает облик единого техноло-

поиска согласованного решения в самое ближайшее

время.

гического кластера (комплекса) производств по об-

ращению с ОЯТ в составе мощностей по хранению

1. Концепция и задачи развиваемого Госкор-

и переработке ОЯТ, фабрикации уран-плутониево-

порацией

«Росатом» продуктового направления

го топлива из продуктов переработки ОЯТ, инфра-

«Сбалансированный ЯТЦ», представляющего со-

структуру по утилизации высоко радиотоксичных

бой «…комплекс продуктов и услуг и уникальную

минорных актинидов с возможностью глубинного

бизнес-модель для зарубежных АЭС от переработ-

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

112

КОЛУПАЕВ, АПАЛЬКОВ

ки ОЯТ и фабрикации уран-плутониевого топлива

ее отверждении/остекловывании, либо о ее пере-

до утилизации минорных актинидов в российских

работке с целью извлечения необходимых компо-

РБН, направленный на поддержку устойчивого раз-

нентов? Приемлемы ли в части обращения с РАО

вития глобальной атомной энергетики и интеграцию

(ВАО) отложенные решения или необходимо сле-

услуг российских реакторов РБН в инфраструктуру

довать по пути их окончательной иммобилизации?

мировой атомной энергетики…», состоят, прежде

Применение указанного подхода позволит не толь-

всего в существенном сокращении объемов глу-

ко решить вопросы безопасного обращения с РАО,

бинного захоронения в странах размещения АЭС

особенно на этапе предстоящего запуска новых

(ключевая ценность для зарубежных заказчиков,

по мнению разработчиков), устранении накопление

радиохимических производств на ГХК и СХК, но

плутония и минорных актинидов с достижением

и не обременять «наследием» будущие поколения

радиационной эквивалентности в глобальном мас-

атомщиков.

штабе.

3. Существует ли конкуренция в части техноло-

Являются ли, в связи с этим, экспортно-ориен-

гий обращения с ОЯТ в РФ? Реальной конкуренции

тированные мощности по переработке зарубеж-

между площадками трех комбинатов не существует

ного ОЯТ АЭС с фракционированием и отвержде-

с учетом вышеописанной сложившейся профильно-

нием короткоживущей фракции ВАО и завод(ы) по

сти и перспектив развития каждого из предприятий.

переработке накопленного российского ОЯТ про-

изводствами-аналогами? Очевидны различия как

непосредственно стоящих перед производствами

КОНФЛИКТ ИНТЕРЕСОВ

(для внешнего рынка и потребностей внутреннего

рынка РФ) задач, так и, соответственно, в базовых

Авторы заявляют об отсутствии конфликта ин-

требованиях к технологиям переработки, что тре-

бует четкой формализации таких требований при

тересов.

создании модулей переработки ОЯТ российских и

зарубежных АЭС применительно к соотношению

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

глубины переработки ОЯТ (с/без фракционирова-

ния) с соответствующими стоимостными и эколо-

Отчет по разработке комплексной технологиче-

гическими показателями.

ской схемы переработки ОЯТ на заводе РТ-2. Инв.

2. С учетом дальнейшего обращения с уже на-

№ 43510/ДСП, 1992.

копленным объемом (более 6 тыс. т) отвержденных

Приказ Госкорпорации

«Росатом» от

05.12.2022

на ПО «Маяк» в алюмофосфатную стекломатри-

№ 1/1618-П-дсп «Об утверждении Концепции обра-

цу РАО, содержащих, в том числе, долгоживущие

щения с отработавшим ядерным топливом Госкор-

осколки деления и ядерные материалы, выполняе-

порации «Росатом» на 2023-2035 годы и перспек-

мым работам по обоснованию безопасного захоро-

тиву до 2050 года и перечня целевых показателей и

нения и долгосрочного обеспечения безопасности

индикаторов мероприятий по обращению с отрабо-

боросиликатных стекол с включенными РАО при-

тавшим ядерным топливом».

менительно к задачам создания ПИЛ Нижнеканско-

го массива, а также анализу применимости различ-

Решение от 21.08.2022 № 1-8/27497-ВК о внесении

ных минералоподобных матриц для ВАО, остается

изменений в базовую технологию опытно-демон-

открытым вопрос требований к матрицам для им-

страционного центра (второго пускового комплекса)

мобилизации РАО от переработки ОЯТ.

по переработке отработавшего ядерного топлива на

основе инновационных технологий.

Возможно ли при этом создание матрицы, от-

вечающей необходимым современным требованиям

Стратегии развития ядерной энергетики России до

законодательства в части обеспечения безопас-

2050 г. и перспективы на период до 2100 г. Утвер-

ности и являющейся при этом промежуточным

ждена протоколом заседания Стратегического

технологическим продуктом, что позволит в бу-

совета Госкорпорации

«Росатом» от

11.04.2022

дущем принять решение либо об окончательном

№ 1-СС/14-Пр-дсп.

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023