Технология переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) предусматривает выделение из него, прежде всего, урана и плутония. Остальные составляющие ОЯТ пока востребованы мало. При этом среди них – радиоактивные изотопы Sr-90, Cs-137, Am-241 и др., обладающие достаточно высоким удельным тепловыделением. Будучи классифицированными как высокоактивные отходы (ВАО), они помещаются в стеклоподобную матрицу, и в течение десятков лет принудительно охлаждаются. Идея состоит в том, чтобы найти возможность полезного использования избыточного тепла ВАО. Учитывая при этом радиационную опасность материала – соответствующие приборы/изделия должны предусматривать радиационную защиту, контроль целостности, физическую защиту и проч. Примерные параметры тепловыделения: для стронция-90 в титатане: 0,96 Вт/г; для цезия-137 в виде борфторидной керамики 0,25 Вт/г, америция-241 в диоксиде: 0,11 Вт/г.

Примером полезного использования тепловой энергии ВАО являются, например, радиоизотопные термоэлектрические генераторы (РИТЭГ), в которых тепловая энергия того же стронция-90 преобразуется в электрическую энергию. При этом классический РИТЭГ на стронции оснащен мощной радиационной и биологической защитой и используется в труднодоступных местах. В идеале было бы оснастить эти РИТЭГи еще и камерами слежения и контролем доступа.

Таким образом, задачей проекта является:

Разработать концептуальные модели технологий и технических систем, способных стать основой продуктов и услуг для практического использования тепловой энергии высокоактивных отходов (как скопом, так и врозь, например, отдельно Am-241) в различных областях применения (чем больше – тем лучше). Предложить обликовое описание возможных продуктов с использованием энергии высокоактивных отходов, включая указание на возможных потребителей, основные потребительские свойства продуктов, ожидаемые преимущества и недостатки по сравнению с существующими аналогами, особенности производства, применения и коммерциализации.