Open Access
Access granted
Subscription Access
Vol 65, No 3 (2023)
Articles
Rezul'taty NIOKR po sozdaniyu tekhnologii i izgotovleniyu na FGUP "GKhK" tabletirovannogo REMIKS-topliva dlya RU VVER-1000
Abstract
Представлен обзор основных результатов НИОКР 2020-2021 гг. по созданию технологии и изготовлению на ГХК таблетированного РЕМИКС-топлива для реакторных установок ВВЭР-1000. Описаны разработанная аппаратурно-технологическая схема процесса изготовления таблеток, результаты внедрения технологии смешивания и гранулирования порошков с использованием шаровой вибромельницы и подбора режимов работы установки. Обобщены физико-химические характеристики изготовленных таблеток РЕМИКС-топлива.
Radiohimiâ. 2023;65(3):203-213
203-213
Rastvorenie oksidov aktinoidov v karbonatnykh rastvorakh
Abstract
Стадия растворения уранового и смешанного уран-плутониевого оксидного отработавшего ядерного топлива является ключевой начальной стадией новой альтернативной гидрометаллургической технологии - КАРБЭКС-процесса. В работе рассмотрены карбонатные окислительные системы NaHCO3/Na2CO3-H2O2/2Na2CO3·3H2O2/М2S2O8, где M = Na+, K+ или NH4+, для растворения порошков оксидов актиноидов. Определены химические и физические факторы, определяющие скорость окислительного растворения порошков индивидуальных оксидов UO2, U3O8, PuO2 и NpO2 в карбонатных средах. Полученные результаты являются важными для разработки вариантов окислительного и сонохимического растворения высокопрокаленных кристаллических образцов оксидов урана, плутония и нептуния, а также отработавшего ядерного топлива в карбонатных средах. Ключевые слова: диоксид урана, октаоксид триурана, диоксид плутония, диоксид нептуния, окислительное растворение, карбонатные среды, пероксид водорода, персульфат
Radiohimiâ. 2023;65(3):214-225
214-225
Matematicheskaya model' poluprotivotochnogo protsessa ekstraktsionnogo razdeleniya lyutetsiya i itterbiya i ee verifikatsiya na model'nykh rastvorakh
Abstract
Разработана математическая модель экстракционного разделения лютеция и иттербия. С использованием экстракционной системы на основе моно-2-этилгексилового эфира 2-этилгексилфосфоновой кислоты в Isopar M проведены оптимизационные расчеты двух экстракционных схем отделения лютеция от иттербия с подвижной легкой (экстракционная смесь) и тяжелой (азотная кислота) фазой. Выбрана схема с подвижной легкой фазой, позволяющая сконцентрировать лютеций в 3-5 раз на стадии реэкстракции и сократить конечный объем выделенной фракции лютеция. Предложена схема отделения лютеция от иттербия экстракционной системой 10 % P507 в Isopar M-2 моль/л HNO3 на центробежных экстракторах МЦЭ-45-12П, оснащенных полупротивоточными (67 шт.) и противоточными (5 шт.) экстракционными ступенями. Проведена верификация математической модели с помощью динамических испытаниях схемы полупротивоточно-противоточной экстракции на модельных растворах с имитацией миллиграммовой (500 мг Yb) и декаграммовой (20 г Yb) облученной иттербиевой мишени. На динамических испытаниях с мишенью массой 500 мг показана возможность отделения лютеция от иттербия с очисткой от Yb в 25 раз за 5 ч. При этом математическая модель продемонстрировала высокую сходимость выходящих хроматограмм с динамическими испытаниями. В ходе динамических испытаний на иттербиевой мишени массой 20 г подтверждена возможность очистки лютеция от иттербия не менее чем в 20 раз за 18.5 ч работы с выходом по 177Lu (с учетом распада) до 82%. При этом математическая модель дает худший прогноз по разделению, чем в случае динамических испытаний. Для корректировки модели требуется исследовать влияние высоких концентраций иттербия на экстракцию лютеция и уточнить математическое описание распределения компонентов в области высоких насыщений экстракта металлами.
Radiohimiâ. 2023;65(3):226-233
226-233
"Goryachiy" test razdeleniya ameritsiya i kyuriya metodom vytesnitel'noy kompleksoobrazovatel'noy khromatografii
Abstract
На установке ВНИИНМ в рамках работ проекта «Прорыв» в области фракционирования проведена проверка сорбционно-хроматографической технологии выделения 244Сm и 241,243Аm с использованием сульфокатионита СПС SAC (8%)-50 (производства ООО «Техносорбент»). Для проведения процесса был взят концентрат оксидов РЗЭ-ТПЭ от переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) ВВЭР-1000 на ПО «Маяк». В результате работы за один цикл получено 1.39 г Am с чистотой более 99.9%. Объединенная фракция Сm содержала 36.4 мг Am (около 2.6% от исходного). Количество Am в фракциях, содержащих также Eu или Cm, не превышало 4% от его исходного количества.
Radiohimiâ. 2023;65(3):234-239
234-239
Vliyanie al'fa-raspada 238Pu na svoystva borosilikatnogo stekla ODTs FGUP GKhK
Abstract
Исследовано влияние интенсивного альфа-излучения 238Pu (содержание в стекле до 4.0 мас%) на свойства боросиликатного стекла (БСС) опытно-демонстрационного центра горно-химического комбината по переработке ОЯТ (ОДЦ ГХК). Характеристики БСС исследовали сразу после получения образцов и по мере набора дозы за счет альфа-распадов в единице объема образца (α/см3). Однородность распределения 238Pu в образцах подтверждали методами авторадиографии и разрушающего химического анализа с α-спектрометрическим окончанием. Плотность образцов БСС находилась в диапазоне 2.71-2.72 г/см3 в зависимости от содержания плутония и не менялась со временем. Скорость выщелачивания 238Pu на 28-е сутки при 90°С у двух параллельных образцов стекла с кумулятивной дозой 1.70 × 1018 α/см3 составляла 5.0 × 10-7 г/(см2·сут), что соответствует величинам, регламентированным требованиям НП-019-15. Аморфная структура образца сохранилась при дозовой нагрузке 3.2 × 1018 α/см3 стекла, плотность его не претерпела изменений, поверхность обладает стеклянным блеском. Дефекты в виде трещин, сколов и помутнений на ней отсутствуют.
Radiohimiâ. 2023;65(3):240-248
240-248
Rastvorenie smeshannogo nitridnogo uran-plutonievogo otrabotavshego yadernogo topliva
Abstract
Получены данные о растворении волоксидированного смешанного нитридного уран-плутониевого отработавшего ядерного топлива (СНУП ОЯТ), количестве и элементном составе нерастворенного остатка, образующегося при проведении процесса в режиме, соответствующем технологической схеме гидрометаллургической переработки отработавшего СНУП топлива. Оценена эффективность процедур перевода в раствор нерастворенного остатка ОЯТ с применением азотной кислоты, путем электрохимического растворения в присутствии электрогенерируемых ионов Ag2+, сплавления со смесью гидроксида и нитрата калия.
Radiohimiâ. 2023;65(3):249-261
249-261
Mekhanizmy okisleniya i vosstanovleniya plutoniya(III–VI) v rastvorakh s rH vyshe 1
Abstract
Проанализированы опубликованные данные об устойчивости 239Pu(VI, V, IV) в аэрированных растворах с рН > 1 вплоть до рН 14 при длительном хранении. Под действием продуктов α-радиолиза воды, в основном Н2О2, плутоний переходит на 80-85% в гидроксид Pu(IV). Н2О2 частично окисляет Pu(IV), что -приводит к стационарной концентрации Pu(V), а в растворе 0.1 моль/л NO3 - к стационарной концентрации Pu(VI). В дезаэрированных растворах 0.1 моль/л NaCl, cодержащих 0.1-0.4 ммоль/л 242Pu(VI), убыль Pu(VI) при рН 3.48 составляет 8%/сут вместо ожидаемого 0.1%/сут. Это связанно с наличием примесей в растворе. Вероятно, примеси возникают в процессе очистки воды от солей. В растворах с рН 7.30 и 9.56 Pu(VI) устойчив, что противоречит другим публикациям. В растворах 1 ммоль/л ЭДТА (H4Y) с рН 5.99-9.55 Pu(VI) в комплексе с Y4- переходит в Pu(V) за 6 сут. Возникающие фрагменты ЭДТА переводят Pu(V) в Pu(IV) полностью в растворе с рН 5.99 за 34 сут, с рН 8.31 - за 110 сут, с рН 8.89 - на 30 % за 110 сут, в растворе с рН 9.55 Pu(IV) не образуется. Pu(III) в растворе ЭДТА после индукционного периода в 110 сут окисляется до Pu(IV) ионами Н+ и водой полностью. Механизм окисления включает термическое возбуждение PuIIIY-· m H2O, образование из возбужденного и невозбужденного иона PuIIIY-· m H2O димера, распад димера на Н2, Y4- и гидратированный PuO2.
Radiohimiâ. 2023;65(3):262-268
262-268
Termodinamicheskoe modelirovanie termicheskikh protsessov s uchastiem radionuklidov urana, plutoniya, evropiya pri nagreve radioaktivnogo grafita v atmosfere vozdukha
Abstract
Методом термодинамического моделирования исследовано поведение радионуклидов U, Pu, Eu при нагревании радиоактивного графита в атмосфере воздуха. При помощи программного комплекса TERRA проведен полный термодинамический анализ в интервалах температур от 300 до 3600 К с целью установления возможного состава газовой фазы. Установлено, что уран в диапазоне температур от 300 до 2000 К находится в виде конденсированных UO2(к), UOCl2(к), UOCl(к), CaU O4(к), при повышении -температуры от 2000 до 3600 К в виде газообразных UCl4, UO3, UO2 и виде ионизированных UO3, +UO2. Плутоний при температуре от 300 до 1900 К находится в виде конденсированных PuCl3(к), PuOCl(к), Pu2O3(к), PuO2(к), при увеличении температуры от 1900 до 3600 К в виде газообразных PuO2, PuO и виде ионизированного PuO+. Европий на участке температур от 300 до 2000 К находится в виде конденсированных EuCl2(к), EuCl3(к), EuOCl(к), Eu2O3(к), EuO(к) при повышении температуры от 2000 до 3600 К в виде газообразных EuO, Eu и виде ионизированного Eu+. Установлены основные реакции внутри отдельных фаз и между конденсированными и газовой фазами. Рассчитаны их константы равновесия.
Radiohimiâ. 2023;65(3):269-276
269-276
Vydelenie radionuklidov RZE I TPE iz obluchennykh misheney khromatograficheskim metodom c ispol'zovaniem interkalyatorov - ionov tsvetnykh metallov
Abstract
Предложен хроматографический метод разделения макроконцентраций облученных мишеней и микроконцентраций продуктов облучения мишеней c использованием интеркаляторов - ионов цветных металлов, в качестве которых могут выступать ионы Zn2+ или Cd2+. Принцип действия интеркаляторов основан на изменении селективности ионного обмена ионов разновалентных элементов при введении в элюенты буферных добавок. Интеркаляторы при определенном составе элюента вклиниваются между зонами макрокомпонента и целевого микрокомпонента, обеспечивая его полное выделение и высокую чистоту. Обобщается и анализируется практическое применение данного метода при выделении 153Gd из облученных европиевых мишеней, 163Ho из облученных мишеней эрбия, 249Bk, 249Cf из облученных мишеней 244Cm. Разделение и выделение указанных радионуклидов проводили с помощью элюентов на основе этилендиаминтетра- и диэтилентриаминпентаацетата с добавками лимонной кислоты.
Radiohimiâ. 2023;65(3):277-284
277-284
Sorbtsiya radionuklidov 137Cs i 90Sr na tseolitakh razlichnogo genezisa
Abstract
Изучены сорбционные характеристики природных цеолитов различного генезиса, а также синтетического цеолита типа Х по отношению к радионуклидам 137Cs и 90Sr. Для изученных образцов приведены их минеральный и химический составы, значения удельной поверхности и пористой структуры. Определены значения коэффициентов распределения микроколичеств радионуклидов 137Cs в 0.1 и 1.0 М растворе нитрата натрия и 90Sr в 0.01 М растворе хлорида кальция. Показано, что максимальными сорбционными характеристиками по отношению к цезию и стронцию обладает образец гидротермального цеолита Ягоднинского месторождения (Камчатский край). Сделан вывод о том, что факторами, определяющими сорбционную активность цеолитов по отношению к радионуклидам 137Cs и 90Sr, являются величины емкости катионного обмена, химический состав обменных центров, а также размер каналов в кристаллической решетке цеолитов. Ключевые слова: цеолиты, клиноптилолит, состав, сорбция, радионуклиды, цезий, стронций.
Radiohimiâ. 2023;65(3):285-292
285-292
Kovalentnoe svyazyvanie s nanoalmazami mechennykh tritiem proizvodnykh 18-KRAUN-6
Abstract
Получены меченные тритием аминосодержащие производные краун-эфира (КЭ) 18-краун-6, которые были использованы для определения возможности ковалентной модификации поверхности наноалмазов (НА). Меченные тритием КЭ закреплялись на поверхности НА путем создания амидной связи между аминогруппами эфиров и карбоксильными группами поверхности. Определены степень модификации поверхности НА и изменение физико-химических параметров: удельной площади поверхности, размеров агрегатов и ζ-потенциала в воде, рН суспензий.
Radiohimiâ. 2023;65(3):293-300
293-300