Фторид лития-7 – это соединение изотопа литий-7 со фтором. Оно входит в состав солевого плава для реакторных систем IV поколения. Такой плав (тетрафторобериллат лития) отличается высокой теплоемкостью и термической стабильностью, низким нейтронным поглощением и способностью хорошо растворять фториды урана и тория, что отвечает требованиям к надежному и эффективному теплоносителю.
В России отсутствует промышленное производство фторида лития-7, но Новосибирский завод химконцентратов (входит в Топливный дивизион Росатома) много лет выпускает гидроксид лития-7 – сырье для получения лития-7.
Новая технология закрывает критическое звено в цепочке от сырья к готовому соединению, устраняет потери ценного изотопа лития и существенно снижает объем фторсодержащих отходов, что делает будущий выпуск экологически чистым и технологически устойчивым.
"Разработка технологии производства фторида лития-7 – важный шаг для решения амбициозной отраслевой задачи по созданию жидкосолевых реакторов, существенная веха на пути к устойчивому и безопасному энергетическому будущему. В перспективе на базе нашего научно-технического центра можно масштабировать технологию с созданием участка мощностью до тонны в год", – говорит генеральный директор АО "Росатом Химия" Михаил Метелкин.
Жидкосолевые реакторы? А что это?
В Росатоме завершен первый этап работ по проектированию исследовательского жидкосолевого реактора, который планируется построить на Горно-химическом комбинате в Железногорске Красноярского края. О подготовке эскизного проекта сообщалось в марте 2023 года. В апреле 2025 года стало известно, что Росатом создает в России первый экспериментальный участок по производству содержащих бериллий материалов – они также необходимы для нового реактора.
Реализуются эти работы в рамках национального проекта технологического лидерства "Новые атомные и энергетические технологии".
Жидкосолевые реакторы относятся к ядерным энергетическим системам IV поколения. Это установки, в которых активную зону формирует гомогенная расплавленная смесь из фтористых солей легких металлов (лития, натрия и калия или лития и бериллия) и фторидов делящихся материалов (урана, плутония или тория).
Такие реакторы специально разрабатываются для эффективного дожигания наиболее опасных и долгоживущих радиоактивных компонентов, выделенных из облученного ядерного топлива, – минорных актинидов: америция, кюрия и нептуния.
По оценкам ученых эта схема позволит многократно сократить объем и активность ядерных отходов и отказаться от их глубинного захоронения. При выжигании минорных актинидов может быть достигнута радиационная эквивалентность исходного уранового сырья и отходов, подлежащих изоляции, за 300 лет – в 2300 раз быстрее по сравнению с 700 тыс. лет при открытом ядерном топливном цикле.
Ядерные энергетические системы IV поколения развиваются в России по нескольким направлениям. На Белоярской АЭС начаты предпроектные работы по сооружению энергоблока БН-1200М. В Томской области впервые в мировой практике на одной площадке создаются АЭС с реактором БРЕСТ-ОД-300 и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл. Эти проекты призваны обеспечить более высокую эффективность использования топлива, усиленные параметры безопасности и существенное сокращение объема отработавшего ядерного топлива.
