РАДИОХИМИЯ, 2022, том 64, № 5, с. 405-437

УДК 621.039.59

РАСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО

ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ДЛЯ АНАЛИТИЧЕСКИХ ЦЕЛЕЙ

Научно-исследовательский институт атомных реакторов,

433510, Димитровград Ульяновской обл., Западное шоссе, д. 9

*e-mail: momotov@niiar.ru

Поступила в редакцию 02.11.2021, после доработки 03.03.2022, принята к публикации 10.03.2022

Представлен обзор способов и процедур растворения, применяемых при проведении радиохимического

и элементного анализов отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Рассмотрены схемы растворения

ОЯТ, факторы, влияющие на скорость и полноту его растворения. Описаны методические приемы,

применяемые для отделения и исследования нерастворенного остатка, локализации летучих

компонентов ОЯТ для их количественного анализа.

Ключевые слова: отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), радиохимический анализ, элементный анализ

ОЯТ, растворение ОЯТ, нерастворенный остаток ОЯТ, летучие продукты деления.

DOI: 10.31857/S003383112205001X, EDN: FSWAZW

ВВЕДЕНИЕ

ствах элементов, их соединений и систем в иссле-

дуемых условиях.

В настоящее время российскими научно-ис-

Одной из задач аналитического обеспечения

следовательскими центрами проводится широкий

инновационных радиохимических технологий яв-

спектр исследований по разработке перспективных,

ляется анализ образцов отработавшего ядерного

совершенствованию и оптимизации существующих

топлива. Спектр анализируемых образцов разно-

радиохимических технологий. В частности, про-

образен: оксидное урановое топливо, в том числе

водятся исследования, связанные с обоснованием

содержащее различные выгорающие поглотители,

концепции жидкосолевого реактора с блоком пе-

такие как эрбий и гадолиний, оксидное и нитридное

реработки отработавшей топливной соли [1-4], ра-

уран-плутониевое топливо, топливные композиции

боты по обоснованию технологий гетерогенного и

на основе сплавов урана с цирконием, бериллием

гомогенного выжигания минорных актинидов в ре-

и т.д. Источником анализируемых образцов являет-

акторах на быстрых нейтронах [5-8]. Выполняются

ся топливо реакторов ВВЭР, БОР-60, БН-600, БИГР

экспериментальные исследования по модерниза-

(быстрый импульсный графитовый реактор), РБМК

ции схем производства и переработки ОЯТ [9-13].

(реактор большой мощности канальный), ЭГП

На постоянной основе проводятся исследования в

(энергетический гетерогенный петлевой реактор)

обоснование оптимальных способов обращения с

и т.д., отработавшее в течение различного времени

радиоактивными отходами [14, 15].

с различным флюенсом нейтронов. Поступающие

Для получения исчерпывающей и объективной

на анализ образцы ОЯТ могут существенно отли-

чаться временем выдержки от нескольких до десят-

информации о ходе разрабатываемого процесса не-

обходимы методики качественного и количествен-

ков лет.

ного химического анализа, позволяющие на осно-

Большое разнообразие анализируемых образцов

ве полученной информации делать заключение об

обусловлено широким кругом вопросов, решаемых

эффективности внесенных изменений, корректиро-

при проведении радиохимического и элементного

вать отдельные стадии и режимы проведения про-

анализов отработавшего ядерного топлива. Инфор-

цесса, получать фундаментальные данные о свой-

мация о нуклидном составе ОЯТ при определенных

405

406

МОМОТОВ и др.

параметрах облучения необходима для обоснования

го объема информации, что связано со спецификой

работоспособности и подтверждения эксплуатаци-

объектов анализа. Отработавшее ядерное топливо

онных характеристик топливной композиции, вери-

или высокоактивные отходы имеют сложный ну-

фикации разрабатываемых топливных и трансмута-

клидный состав, что приводит к наложению ана-

ционных кодов, установления баланса делящихся

литических сигналов и затрудняет их обработку.

материалов и продуктов деления, определения се-

Проведение измерений внутри защитного оборудо-

чения реакций образования минорных актинидов.

вания сопряжено с наличием высокого радиацион-

Полученные данные обосновывают физические

ного фона, часто c повышенной температурой, что

процессы, протекающие в реакторе, вопросы безо-

накладывает ограничение на аппаратурное оформ-

пасности, экологии, экономики и стратегии разви-

ление. Аналитические приборы и датчики, разме-

тия топливного цикла.

щенные внутри защитного оборудования, должны

Методы аналитического контроля, в том числе

быть стойкими к радиационным нагрузкам, воздей-

и отработавшего ядерного топлива, можно условно

ствию химических веществ, используемых для ве-

разделить на три группы: расчетные, неразрушаю-

дения технологического процесса и/или дезактива-

щие и разрушающие.

ции защитного оборудования, быть компактными.

Применение расчетных методов анализа возмож-

Несмотря на имеющиеся ограничения и слож-

но при известных параметрах проведения процесса

ности, связанные с применением неразрушающих

и наличии математической модели, верификация

методов контроля, их развитие и совершенствова-

которой осуществляется с использованием разру-

ние представляется весьма перспективным. Путем

шающих методов химического анализа. Расчетные

решения проблемы взаимного влияния анализиру-

методы широко применяются для прогнозирования

емых компонентов, радиационной и химической

нуклидного состава и глубины выгорания отрабо-

стойкости оборудования, использования комбина-

тавшего ядерного топлива, работоспособности твэ-

ции нескольких методов неразрушающего анализа

лов и ТВС [16-19]. Одним из направлений работ по

можно создать систему аналитического контроля, c

математическим методам обработки эксперимен-

применением которой достаточно оперативно или в

тальных данных является хемометрика [20-22].

режиме реального времени можно получать инфор-

мацию о ходе исследуемого процесса.

Неразрушающие методы обладают оперативно-

стью, позволяющей сравнительно быстро получать

Разрушающие методы исследования радиоак-

данные об интересующих параметрах анализируе-

тивных образцов, включая отработавшее ядерное

мого образца или системы. Например, с использо-

топливо, являются более длительными и трудо-

ванием γ-спектрометрии определяют состав и вы-

емкими, чем расчетные и неразрушающие, но при

горание отработавшего ядерного топлива [23-28],

этом обладают более широким спектром возмож-

равномерность распределения делящихся материа-

ностей. Методы разрушающего анализа являются

лов в твэлах [29], контролируют изотопный состав

основой аналитического обеспечения разработки

урана [30], плутония [31, 32], параметры отдельных

перспективных радиохимических технологий. С

технологических процессов при производстве и

использованием разрушающих методов определя-

переработке ядерного топлива [33-35]. Нейтрон-

ют изотопный состав и массовое содержание ура-

ный контроль, основанный на регистрации как

на [41-44], плутония [45-48], нептуния [49-51],

собственного, так и индуцированного нейтронно-

америция [52-54], нуклидный состав и глубину

го излучения, применяют чаще всего для анализа

выгорания облученного ядерного топлива [55-57],

объектов, в которых самоослабление γ-излучения

устанавливают количественное содержание при-

может существенно повлиять на результаты изме-

месных элементов в соединениях актинидов [58],

рений [36-38]. Обобщенные данные по использо-

стехиометрию оксидов урана [59] и многие другие

ванию неразрушающих методов анализа ядерных

параметры. Сведения по аналитическому обеспе-

материалов представлены в работах [39, 40].

чению ядерного топливного цикла представлены

С использованием неразрушающих методов ис-

в обзорных статьях [60-63], материалах конферен-

следования ОЯТ возможно получение ограниченно-

ций [64] и монографиях [65, 66].

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

407

Основные сложности применения разрушающих

с нитратом натрия с последующим растворением

методов химического анализа при работе с образца-

плава в азотной кислоте [77, 78]. Часть способов за-

ми отработавшего ядерного топлива связаны с:

регистрирована в виде патентов [79-82]. Перечис-

- количественным переводом в раствор анализиру-

ленные способы разработаны применительно к тех-

нологическим схемам существующих или планиру-

емых компонентов ОЯТ;

- взаимным влиянием компонентов, входящих в

емых к введению в эксплуатацию предприятий по

состав пробы и требующих разработки методик их

переработке ОЯТ и требуют адаптации для решения

разделения;

задач аналитической радиохимии.

- разработкой методик качественного и количе-

Систематизация и критический анализ методов

ственного анализов, обладающих меньшим преде-

растворения ядерных материалов приведены в об-

лом обнаружения, для повышения информативно-

зорной статье [83]. Механизмы реакции растворе-

сти экспериментальных исследований и минимиза-

ния диоксидов урана, плутония и необлученного

ции дозовых нагрузок на персонал;

MOX-топлива в растворах азотной кислоты и сме-

- адаптацией серийных аналитических приборов и

сях кислот приведены в исследованиях [84-87]. Об-

схем анализа для проведения исследований внутри

зор методов растворения диоксида плутония пред-

радиационно-защитного оборудования;

ставлен в статьях [88, 89]. Описание способов рас-

- ограниченностью стандартных образцов, по-

творения ОЯТ для аналитических целей приведено

скольку подавляющее большинство разрушающих

в обзорных статьях [90, 91]. Систематизация мето-

методов аналитического контроля являются отно-

дов перевода в раствор широкого круга соединений

сительными [67].

представлена в монографии [92].

Подчеркнем, что большинство перечисленных

Целью данной работы является обзор способов,

задач справедливо и для неразрушающих мето-

методических приемов и схем, применяемых на

дов аналитического контроля, где также требуется

стадии растворения образцов ОЯТ при проведении

учитывать взаимное влияние компонентов ОЯТ,

радиохимического и элементного анализов разру-

адаптировать серийные приборы и осуществлять

шающими методами.

их калибровку с использованием стандартных об-

разцов.

РАСТВОРЕНИЕ ОЯТ

Решение каждой из обозначенных задач явля-

Скорость и полнота растворения образцов ОЯТ

ется необходимым условием развития и совершен-

зависят от множества факторов, ключевыми из ко-

ствования методов разрушающего анализа ОЯТ.

торых являются химический состав и величина

Одной из ключевых стадий при проведении ра-

выгорания ОЯТ. Наиболее распространенным спо-

диохимического и элементного анализов ОЯТ яв-

собом перевода в раствор отработавшего ядерного

ляется растворение анализируемых образцов. За-

топлива для определения изотопного состава и мас-

дачами исследователей на данной стадии анализа

сового содержания нуклидов является растворение

являются подбор режимов и условий растворения,

в 6-10 М HNO₃ при нагревании [93-96].

способствующих уменьшению времени проведения

В работе [97] приводятся результаты радиохи-

процесса, обеспечению количественного растворе-

мического анализа образцов уранового оксидного

ния и локализации летучих продуктов, если имеет-

топлива, отработавших в водо-водяном реакторе до

ся необходимость их количественного определения.

расчетного выгорания 34 и 62 МВт·сут/(кг U). Рас-

Существует множество схем растворения ОЯТ,

творение фрагментов твэла с ОЯТ проводили в 8 M

разрабатываемых применительно к технологии

HNO₃ в течение 12 ч. О наличии нерастворенного

его переработки [68, с. 53-68]: растворение в сла-

остатка авторы не сообщают. Целью исследовате-

бокислых растворах нитрата железа(III) [69-71],

лей было определить изотопный состав и массовое

применение системы N₂O₄-H₂O [72, 73], анодное

содержание нуклидов урана, плутония, цезия и нео-

растворение (U,Pu)N в расплаве 3LiCl-2KCl [74],

дима методом изотопного разбавления с масс-спек-

применение в качестве среды сверхкритического

трометрическим окончанием, по полученным дан-

или жидкого диоксида углерода [75, 76], сплавление

ным рассчитать величины выгорания образцов ОЯТ.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

408

МОМОТОВ и др.

деления ядерных материалов и продуктов деления

Для реализации поставленной цели на стадии

растворения необходим количественный перевод

в порошке ОЯТ не превышает 1.5%. Из подготов-

в раствор определяемых элементов. Наличие не-

ленных порошков ОЯТ отбирали навески массой

растворенного остатка, например, в виде металлов

0.2 г, которые растворяли в смеси азотной, фторо-

платиновой группы, не скажется на результатах из-

водородной и соляной кислот в закрытых тефлоно-

мерений. Вместе с тем наличие в нерастворенном

вых сосудах при температуре 150°С в течение 20 ч.

остатке определяемых компонентов ОЯТ может по-

Отмечено, что предложенный способ растворения

влиять на точность полученных результатов.

позволяет количественно перевести анализируе-

В качестве алгоритма расчета выгорания автора-

мый порошок ОЯТ в раствор. Однако никаких до-

ми применен метод накопления продуктов. Монито-

казательств этого утверждения в работе не приво-

рами выгорания служили накопление изотопа ¹⁴⁸Nd

дится. После завершения растворения полученный

[98] и суммы изотопов ¹⁴⁵Nd + ¹⁴⁶Nd. С этой целью

раствор переносили в полиэтиленовую колбу. Теф-

для проведения радиохимического анализа из полу-

лоновый сосуд троекратно обмывали 2 M HNO₃,

ченного раствора отбирали аликвоту, разбавляли ее

обмывочные растворы объединяли с исходным рас-

азотной кислотой до расчетной концентрации ¹⁴⁸Nd

твором ОЯТ. Массу раствора доводили до 50 г. Из

200 нг/л. Концентрацию ¹⁴⁸Nd рассчитывали с ис-

полученного раствора весовым методом отбирали

пользованием программы Origen-S [99].

аликвоты массой около 1 г, разбавляли их азотной

Для верификации расчетного кода SCALE 5.1

кислотой до получения раствора объемом 100 мл.

[100] в работе [101] расчетные результаты сопо-

Схожий алгоритм растворения применен автора-

ставлены с данными радиохимического анализа

ми работы [104], в которой представлены результа-

32 образцов отработавшего топлива ректора типа

ты определения величины выгорания уранового ок-

BWR с начальным обогащением топлива по ²³⁵U

сидного топлива с начальным обогащением по ²³⁵U,

от 2.53 до 3.91 мас% и выгоранием от 14.39 до

равном 3.31%, и расчетным выгоранием на момент

43.99 МВт·сут/(кг U). Для проведения радиохи-

анализа 55-57 МВт·сут/(кг U).

мического анализа из твэлов вырезаны фрагмен-

Для проведения исследований из пяти твэлов

ты толщиной около 0.5 мм и массой около 300 мг.

вырезали фрагменты длиной около 7.6 см. Каждый

Образцы растворяли в 15 мл 8 M HNO₃ при нагре-

из подготовленных фрагментов дополнительно раз-

вании до 100°C в течение 6 ч.

резали на пять частей длиной около 1.5 см. На сле-

Схожая схема растворения применена авторами

дующем этапе с применением шаровой мельницы

работы [102] при определении содержания трансу-

проводили механическое отделение топлива от обо-

рановых элементов ²³⁷Np, ²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Am,

лочки твэла. На финальной стадии удаляли обломки

²⁴⁴Cm, ²⁴²Cm в шести образцах отработавшего ура-

оболочек твэлов и проводили дополнительный раз-

нового оксидного топлива с выгоранием от 35.6 до

мол порошка в течение 10 мин для его гомогениза-

53.9 МВт·сут/(кг U). Фрагмент твэла массой около

ции. Из подготовленного порошка топлива отбира-

0.5 г растворяли в концентрированной азотной кис-

ли навески массой от 200 до 400 мг для проведения

лоте при кипячении. В качестве аппарата растворе-

радиохимического анализа.

ния использовали колбу с обратным холодильни-

ком.

Навеску порошка ОЯТ растворяли в смеси кон-

центрированных азотной, соляной и фтороводо-

В исследовании [103] приведены результаты

родной кислот объемами 10, 0.3 и 0.02 мл соответ-

анализа образцов уранового оксидного топлива, со-

держащего выгорающий поглотитель в виде Gd₂O₃

ственно в герметичном тефлоновом контейнере при

с выгоранием от 44.8 до 71.7 МВт·сут/кгU. Перед

температуре 200°С в течение 8 ч. После завершения

проведением растворения ОЯТ механически отде-

растворения полученный раствор взвешивали, от-

ляли от оболочки, измельчали и гомогенизировали

бирали аликвоты весовым методом и в них опреде-

полученный порошок. Авторы отмечают, что при

ляли изотопный состав и массовое содержание ура-

таком способе пробоподготовки относительное

на и плутония. Наличие нерастворенного остатка

стандартное отклонение неоднородности распре-

авторами работы не упоминается.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

409

В работе [105] растворение в азотной кислоте

газовыделения. Последнее обстоятельство особен-

применили при проведении радиохимического ис-

но актуально, если требуется определить состав ле-

следования мишеней ²³⁷Np, облученных в быстром

тучих продуктов деления. При значительной скоро-

реакторе. Необлученная мишень представляла со-

сти газового потока снижается эффективность по-

бой ванадиевую капсулу массой 70 мг, содержащую

глощения летучих продуктов деления растворами

200 мкг ²³⁷NpО₂. После облучения в течение 190 эф-

барботеров. При исследовании фрагментов твэлов с

фективных суток ванадиевую капсулу с диоксидом

натриевым подслоем растворение фрагмента твэла

нептуния растворяли при нагревании в 8 M HNO₃

начинают в воде без нагревания. После растворения

с добавлением небольшого количества плавиковой

натриевого подслоя в раствор вносят азотную кис-

кислоты. К сожалению, авторы исследования не

лоту до достижения её конечной концентрации в ди-

приводят температуру и время проведения раство-

апазоне 8-12 M. В случае исследования фрагмента

рения.

твэла с уран-бериллиевой топливной композицией

и подслоем из эвтектики свинец-висмут выдерж-

В исследованиях [106-109] показано, что для

ки в азотной кислоте без нагревания не требуется.

растворения уран-алюминиевого топлива опти-

В работе [111] показано, что при толщине подслоя

мально использование 7 M HNO3, содержащей

натрия, магния или кальция в 1 мм и линейном раз-

2 × 10^-3 моль·л^-1 ионов Hg²⁺ в качестве катализато-

мере фрагмента твэла 15 мм материал подслоя рас-

ра растворения алюминия при нагревании. Установ-

творяется за 6-10 мин. Растворение свинец-висму-

лено, что образующийся нерастворенный остаток

товой эвтектики в азотной кислоте начинается при

состоит главным образом из аморфного кремния

температуре раствора, превышающей 80°С.

и SiO₂. Авторы делают предположение о том, что

Для уменьшения времени растворения и увели-

кремний содержался в исходном алюминии. Пока-

чения полноты перехода в раствор уран-берилли-

зано, что внесение ионов ртути в азотнокислый рас-

евой топливной композиции в работе [112] пред-

твор через 45 мин после начала процесса растворе-

ложено двухстадийное растворение. На первой

ния приводит к снижению объемов выделяющегося

стадии при нагревании в 10 М HNO₃, содержащей

водорода. Отмечается, что примеси кремния умень-

0.05 M NaF, в течение 8 ч происходит растворение

шают скорость растворения уран-алюминиевого

около 90% топливной композиции. Нерастворен-

сплава.

ный остаток отделяют от раствора и продолжают

В исследовании [110] показано, что скорость

растворение с новой порцией растворителя в тех же

растворения в азотной кислоте уран-алюминиевого

экспериментальных условиях. Продолжительность

сплава, содержащего 2.9% кремния, в сто раз мень-

второго этапа растворения 2 ч. Авторы отмечают,

ше скорости растворения уран-алюминиевого спла-

что при таком способе перевода в раствор масса

ва, изготовленного из высокочистого алюминия.

нерастворенного остатка составляет 0.15% от мас-

Поэтому скорость растворения образцов уран-алю-

сы топливной композиции. Массовая доля урана в

миниевого ОЯТ может существенно отличаться.

нерастворенном остатке составляет 1%, что экви-

Основным растворителем для отработавшего

валентно 0.04% от массы урана, содержащегося в

уран-бериллового топлива также является азотная

исходной топливной композиции.

кислота. Схема растворения в зависимости от со-

В работе [113] приводятся результаты радиохи-

става топливной композиции может варьироваться.

мического анализа 10 образцов отработавшего сме-

Вариативность подходов к растворению уран- бе-

шанного оксидного уран-плутониевого топлива с

риллиевого топлива связана с наличием в твэлах

исходным содержанием плутония 28.08% и началь-

подслоя из натрия, магния, кальция или эвтектики

ным обогащением по ²³⁵U 8.3 и 12.1 мас%. Вели-

свинец-висмут [111].

чина выгорания исследованных облученных образ-

Растворение уран-бериллиевой топливной ком-

цов составляла от 16.7 до 119.0 МВт×сут/(кг U+Pu).

позиции, как правило, начинают в 8-12 M HNO₃

Перед растворением из твэлов вырезали фрагмент

без нагревания. Начальная стадия растворения

длиной 5 мм. Подготовленные фрагменты раство-

предназначена для уменьшения скорости раство-

ряли в 30 мл 8 М HNO₃ при нагревании в течение

рения магния, кальция и снижения интенсивности

6 ч. В процессе растворения в горячий азотнокис-

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

410

МОМОТОВ и др.

лый раствор добавляли концентрированную пла-

го раствора в процессе растворения осуществляли

виковую кислоту для уменьшения массы нераство-

сжатым воздухом, в исследовании [118] способ

ренного остатка. В качестве аппарата растворения

перемешивания не указан. Перед проведением ана-

использовали колбу с обратным холодильником.

лиза в работе [117] полученный раствор разбавля-

Авторы отмечают, что полного растворения образца

ли 2 M HNO₃ для получения концентрации урана в

достичь не удалось. Для отделения нерастворенно-

диапазоне 1.5-2.0 мг/мл. В исследовании [118] ис-

го остатка раствор охлаждали и фильтровали через

ходный раствор, имеющий концентрацию по урану

мембранный фильтр с размером пор 0.45 мкм. В по-

около 250 г/л, разбавляли 4 M HNO₃ до концентра-

лученном фильтрате определяли изотопный состав

ции урана около 2 мг/г.

и массовое содержание нуклидов. Масса и состав

В исследовании

[120] разработана методика

нерастворенного остатка в работе не приводятся.

определения изотопного состава и массового содер-

В исследовании [114] представлены результа-

жания америция в отработавшем ядерном топливе

ты определения изотопного состава отработавше-

без предварительного его выделения. В качестве

го уранового оксидного и MOX-топлива методом

методов анализа применены оптическая эмисси-

масс-спектрометрии с индуктивно-связанной плаз-

онная спектрометрия и масс-спектрометрия с ин-

мой. Для проведения анализа из твэла вырезали

дуктивно-связанной плазмой. Авторами работы

фрагменты длиной около 1 см. Растворение подго-

представлены результаты анализа трех образцов об-

товленных фрагментов проводили в 8 M HNO₃при

лученного ядерного топлива: одного на основе ок-

температуре 170°С в течение 4 ч. Аппарат растворе-

сидов тория и плутония и двух на основе металли-

ния представлял собой колбу, соединенную с двумя

ческих урана и плутония. Образцы металлического

ловушками, содержащими 4 M NaOH и предназна-

уран-плутониевого топлива изначально содержали:

ченными для улавливания газообразного иода. Ав-

первый по 2%, второй по 5% редкоземельных эле-

торы отмечают, что в результате растворения обра-

ментов и минорных актинидов соответственно, по

зуется нерастворенный остаток массой от 1 до 2%

1% Мо и 9% Zr. Состав редкоземельных элементов

от массы ОЯТ, взятой для растворения. Основными

и минорных актинидов в исходных образцах метал-

компонентами нерастворенного остатка являются

лического топлива авторами работы не уточняется.

Mo, Ru, Rh. Для выполнения целей цитируемой ра-

Не приводятся данные по параметрам облучения

боты количественного растворения анализируемого

топлива и достигнутой величине выгорания иссле-

образца не требовалось.

дуемых образцов.

В работах [115, 116] представлены результаты

Для растворения из твэлов с каждым из образцов

радиохимического анализа 20 образцов ОЯТ, отра-

ОЯТ вырезали фрагменты длиной 2 мм. Растворение

ботавшего в реакторе ВВЭР-400, с глубиной выго-

рания от 31.9 до 59.3 МВт·сут/(кг U). Растворение

торий-плутониевого оксидного топлива проводили

фрагментов твэла проводили в 8 M HNO₃ при на-

в растворе THOREX, содержащем 14.4 М HNO₃,

гревании до 95-105°С. На финальной стадии в рас-

NaF как источник фторид-ионов и нитрат алюминия

твор вносили плавиковую кислоту для растворения

для связывания свободных фторид-ионов, оказыва-

нерастворенного остатка. Из полученного исход-

ющих коррозионное действие на элементы обору-

ного раствора отбирали аликвоту, разбавляли ее в

дования, изготовленного из нержавеющей стали.

100 раз 8 M HNO₃. Полученный раствор использо-

По данным работы [121, с. 3], содержание фторида

вали для проведения радиохимических исследова-

натрия и нитрата алюминия в растворе THOREX

ний.

составляет 0.05 и 0.1 М соответственно. Вместе с

В статьях [117-119] приводятся результаты ради-

тем, в цитируемой работе концентрация азотной

охимического анализа ОЯТ, отработавшего в реак-

кислоты в растворе THOREX указана равной 13 М.

торах ВВЭР-1000, ВВЭР-440 и РБМК. Растворению

Поэтому приведенные концентрации фторида на-

подвергались фрагменты облученного твэла длиной

трия и нитрата алюминия в растворе, примененном

около 3 см. Растворение проводили в 8 M HNO₃ при

авторами исследования [120] для растворения то-

нагревании до 90-95°С и непрерывном перемеши-

рий-плутониевого оксидного топлива, следует рас-

вании. В работе [117] перемешивание азотнокисло-

сматривать как оценочные.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

411

Закономерности растворения необлученных

облученной топливной композиции авторы иссле-

ThO₂, (Th,U)O₂ в зависимости от концентрации

дования ввели процедуру предварительного прока-

азотной кислоты, фторида натрия, температуры и

ливания гомогенизированного топливного порошка

давления рассмотрены в работе [122].

в течение 24 ч в двух режимах: шесть навесок про-

В работе [123] смесь азотной и плавиковой кислот

калили при температуре 400°С и еще шесть - при

применена для растворения образцов отработавше-

750°С. Прокаленные навески порошков растворяли

го трехструктурного изотропного топлива TRISO.

в азотной кислоте при нагревании в течение 24 ч.

Исходные образцы топлива представляли собой

Анализ растворов, полученных после растворения

сферические частицы диаметром 350 мкм на осно-

предварительно прокаленных порошков ОЯТ, вновь

ве диоксида урана, покрытого слоем карбида урана.

показал занижение содержания плутония по срав-

Начальное обогащение по ²³⁵U составляло 19.7%.

нению с расчетными данными.

Урановые частицы были спрессованы в цилиндри-

Третья схема включала растворение предвари-

ческие углеродные матрицы длиной 25.1 и диаме-

тельно прокаленных порошков в смеси азотной и

тром 12.4 мм. Объемная доля топливных частиц в

плавиковой кислот. Авторы отмечают, что приме-

углеродной матрице составляла 37%. Всего изготов-

нение смеси кислот для порошков, прокаленных

лено 72 топливных образца, которые были размеще-

при обеих температурах, привело к количествен-

ны внутри 6 капсул, закрепленных в облучательном

ному растворению анализируемых образцов. Ве-

устройстве. В тексте статьи приводятся подробные

личины выгорания, полученные с использованием

схемы твэлов и облучательных устройств, приме-

математического моделирования и γ-сканирования,

ненных для проведения эксперимента. Облучение

хорошо согласуются с результатами разрушающих

топлива проводили в течение 620 эффективных

исследований. По результатам проведенной работы

суток в реакторе типа ATR до достижения расчет-

авторами верифицирована расчетная модель опре-

ного выгорания 19.5% тяжелых атомов (т.а.), что

деления выгорания, оценена погрешность опреде-

примерно соответствует 18.2 МВт·сут/(кг U). Для

ления выгорания методом γ-сканирования, величи-

получения величин выгорания ОЯТ в сопоставимой

на которой составила от 10 до 20%.

размерности можно использовать приблизительное

Для упрощения процедуры растворения микро-

соотношение 1% т.а ≈ 0.933 МВт·сут/кг. Для точно-

твэлов углеродную матрицу отработавшего трех-

го перевода одной размерности выгорания ОЯТ в

структурного изотропного топлива можно предва-

другую необходимо знать вклады в величину выго-

рительно отделить путем сжигания или с примене-

рания каждого из делящихся изотопов.

нием электрохимическх методов.

Растворение образцов отработавшего топлива

В работе [124] изучено электрохимическое раз-

проводили с применением нескольких отличаю-

рушение графитовой матрицы и слоя пироугле-

щихся процедур. Все схемы растворения включали

рода, покрывающего микротвэл. Эксперименты

на первой стадии размол графитовой матрицы со

проводили с использованием модельных образцов,

сферами диоксида и карбида урана. Полученный

после размола порошок гомогенизировали, отбира-

представляющих собой графитовую матрицу сфе-

рической или кубической форм с точно известной

ли навески, которые подвергали растворению. Кон-

центрации кислот, примененных на стадии раство-

площадью поверхности, в которой размещены ми-

рения, авторами работы не приводятся.

кротвэлы уранового оксидного трехструктурного

изотропного топлива. Диаметр сферического ком-

Первую навеску гомогенизированного порошка

пакта составлял 60 мм, размеры кубических ком-

растворяли при нагревании в азотной кислоте в те-

пактов в работе не приводятся.

чение 24 ч. Анализ полученного раствора методом

IСP-MS показал занижения результатов по содер-

Графитовый компакт с микротвэлами исполь-

жанию плутония в сравнении с расчетным значени-

зовали в качестве анода, катодом служил элект-

ем. Авторы предположили, что возможной причи-

род из нержавеющей стали. Скорость разрушения

ной является неполное растворение частиц, покры-

углеродной матрицы изучали по изменению массы

тых слоем карбида урана. Для устранения влияния

графитового компакта до и после проведения экспе-

карбидных соединений на полноту растворения

риментов в зависимости от состава раствора элек-

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

412

МОМОТОВ и др.

тролита и силы тока. Установлено, что наибольшая

В основе экспериментальной установки печь

скорость разрушения углеродной матицы, равная

сопротивления с вертикальной загрузкой, в кото-

6.8 г·А^-1·ч^-1, наблюдается при использовании в

рой размещен кварцевый стакан. Сферический то-

качестве электролита 15 M H₂SO₄ и силе тока 7 А.

пливный компакт размещали в кварцевом стакане

При этом средний размер отделенных частиц угле-

на специально подготовленном подвесе. Кварцевый

родной матрицы составил 58 мкм. При уменьше-

стакан имеет входное и выходное отверстия для

нии концентрации серной кислоты до 4 М в тех же

подачи и отвода газов. Трубка для подачи газовой

экспериментальных условиях скорость разрушения

смеси представляет собой спираль, размещенную

вокруг кварцевого стакана. Это сделано для того,

графитовой матрицы снижается до 0.7 г·А^-1·ч^-1, а

средний размер частиц отделенной углеродной ма-

чтобы поддаваемая газовая смесь перед подачей в

трицы увеличивается до 149 мкм.

зону реакции нагревалась внутри печи сопротив-

ления. Выходное отверстие стакана соединено с

Применение растворов серной кислоты для от-

тремя последовательно соединенными ловушками.

деления углеродной матрицы может привести к ча-

Первые две представляют собой пустые кварцевые

стичному разрушению микротвэлов трехструктур-

стаканы и предназначены для улавливания частиц

ного изотропного топлива и переходу части ядер-

отделенного углеродного компакта с продуктами

ных материалов и продуктов деления в раствор или

деления и ядерными материалами, третья содержит

в отделенный углеродный компакт, что затруднит

дистиллированную воду для улавливания летучих

процедуру анализа. Авторы цитируемой работы,

продуктов деления.

осознавая наличие указанной проблемы, в качестве

Сжигание углеродного компакта проводили при

наиболее подходящего электролита для отделения

температурах от 800 до 1100°С в токе смеси азота

углеродной матрицы предлагают использовать

и кислорода с объемной долей кислорода от 30 до

раствор 4 M NH₄NO₃ при силе тока 7 А. Скорость

100%. Во всех экспериментах скорость подачи газо-

разрушения углеродной матрицы в указанных экс-

вой смеси в реакционный сосуд составляла 60 л·ч^-1.

периментальных условиях составит 2.0 г·А^-1·ч^-1, а

Показано, что время сгорания углеродного ком-

средний размер отделенных частиц равен 186 мкм.

пакта при температуре 800 ± 10°С и объемной доле

Очевидно, что авторы цитируемой работы ис-

кислорода в смеси, равной 30%, составляет 27 ч.

следуют гетерогенный процесс, скорость которого

При увеличении температуры до 1100°С и объем-

существенным образом может зависеть от площа-

ной доле кислорода до 100% время сгорания угле-

ди раздела фаз и скорости перемешивания электро-

родного компакта составляет 8.5 ч. После заверше-

лита. Однако соответствующие данные в работе

ния эксперимента микротвэлы разрушились и пред-

не приводятся, а полученные экспериментальные

ставляли собой порошок черного цвета с размером

результаты по скорости разрушения углеродной

частиц менее 200 мкм и остаточным содержанием

матрицы не нормированы на единицу площади по-

углерода на уровне 0.1-0.2%.

верхности.

Оставшиеся после сжигания порошки ураново-

В работе [125] для отделения углеродной матри-

го оксидного топлива, содержащие около 20 г урана

цы от микротвэлов применена процедура отжига.

каждый, растворяли в азотной кислоте в кониче-

Авторы исследовали пять образцов отработавшего

ской колбе с обратным холодильником. Вначале к

топлива. Четыре из них представляли собой урано-

навеске порошка добавляли 40 мл 2 М HNO₃ для

вое оксидное топливо с начальным обогащением

уменьшения начальной скорости растворения. По

по ²³⁵U 7% и выгоранием, определенным методом

прошествии 2 часов в колбу вносили 20 мл 11 M

γ-сканирования, от 4.4 до 6.4% т.а. Пятый образец -

HNO₃ и продолжали растворение без нагревания

это уран-ториевое оксидное топливо с массовым

еще в течение 2 ч. На заключительном этапе вклю-

соотношением ThO₂ : UO₂, равным 10.6 : 1, началь-

чали нагрев, доводили раствор до температуры

ным обогащением по ²³⁵U, равным 93%, и выгора-

кипения и выдерживали заданные условия 2 ч. На

нием 8.6% т.а. Микротвэлы расположены в углерод-

всех стадиях растворения применяли продувку рас-

ной матрице сферической формы диаметром 60 мм.

твора кислородом. После завершения растворения

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

413

отделяли нерастворенный остаток, масса которого

уранового оксидного топлива, облученного на Ка-

составила 200 мг.

крапарской АЭС (Индия) в тяжеловодном реакторе.

Выгорание ОЯТ определяли методом изотопного

Растворение нерастворенного остатка проводи-

разбавления с масс-спектрометрическим окончани-

ли в закрытом тефлоновом сосуде смесью 0.05 М

ем. Для растворения брали фрагмент твэла массой

HF и 13 М HNO₃ объемом 10 мл при температуре

около 1 г с точно известной координатой. В каче-

175°С в течение 6 ч.

стве растворителя использовали смесь концентри-

Для растворения порошка уран-ториевого ок-

рованной азотной кислоты и 0.1 M HF. Растворение

сидного топлива использовали 14 M HNO₃ при на-

проводили при кипении растворителя в колбе, снаб-

гревании до температуры кипения в течение 24 ч.

женной обратным холодильником. После заверше-

Авторы работы отмечают, что по прошествии этого

ния растворения в полученный раствор вносили

времени в раствор перешло около 1% топлива, что,

дополнительную порцию концентрированной азот-

вероятно, связано с более высоким выгоранием ис-

ной кислоты и нагревали для удаления HF. К сожа-

следуемого образца. На втором этапе в раствор кон-

лению, авторами работы не приводятся время рас-

центрированной азотной кислоты вносили фторид

творения и объемы смеси кислот, использованных

натрия и нитрат алюминия. Растворение заверши-

на стадии растворения.

лось за 5 ч.

Авторы работы

[127] изучали зависимость

Установлено, что содержание урана в раство-

скорости растворения отработавшего топлива из

ре, полученном при растворении нерастворенного

сплава U-Zr от концентрации плавиковой кисло-

остатка, находится в диапазоне от 0.06 до 0.7% от

ты и температуры. Образец топлива помещали в

его содержания в растворе, полученном на стадии

аппарат-растворитель, добавляли смесь азотной и

основного растворения. Аналогичный показатель

плавиковой кислот различных концентраций объе-

для плутония находится в диапазон от 4.3 до 8%.

мом 15 мл. В ходе экспериментов показано, что для

Максимальное содержание урана в нерастворен-

растворения лучше всего использовать смесь 3 М

ном остатке отработавшего уранового оксидного

HNO₃и 1 М HF при 90°С. В указанных условиях до-

топлива зафиксировано для образца с наибольшим

стигается количественный переход образца топлива

выгоранием, равным 6.4% т.а. Наибольшее содер-

в раствор за 8 ч с минимальным количеством обра-

жание плутония зафиксировано в нерастворенном

зующейся кремниевой кислоты. Установлено, что

остатке образца с выгоранием 5.7% т.а. Данные по

повышение концентрации азотной кислоты приво-

количеству нерастворенного остатка и содержанию

дит к увеличению массы нерастворенного остатка.

в нем ядерных материалов для образца отработав-

Так при использовании смеси 8 М HNO₃и 1 М HF

шего уран-ториевого оксидного топлива в работе не

количество остатка после растворения при 90°С бо-

приводятся.

лее чем в два раза превышало его содержание при

Авторы отмечают, что в процессе сжигания

растворении смесью 3 М HNO₃ и 1 М HF. Скорость

углеродного компакта основная часть летучих про-

растворения U-Zr сплава в смеси HCl/HNO₃ в за-

дуктов деления сконцентрировалась на крышке

висимости от мольного соотношения кислот нахо-

аппарата сжигания. Частицы углеродной матрицы,

дилась в диапазоне от 30 до 70% от скорости рас-

попавшей в первые два кварцевых стакана, раство-

творения смесью азотной и плавиковой кислот в оп-

ряли в растворе 20 мас% HF. По результатам γ-спек-

тимальных условиях. Подробный обзор существу-

трометрического анализа полученных растворов в

ющих технологий растворения уран-циркониевого

ловушках найдено от 16 до 39% ¹³⁷Сs и от 9 до 38%

ОЯТ применительно к технологии его переработки

¹⁰⁶Ru от их расчетного содержания в отработавшем

представлен в работе [128].

топливе. Ожидаемо, что максимальное содержа-

Использование плавиковой кислоты на стадии

ние продуктов деления в ловушках обнаружено для

растворения ОЯТ не только приводит к увеличению

образца, в котором сжигание углеродной матрицы

скорости и полноты растворения анализируемых

проходило при температуре 1100°С.

образцов, но и может влиять на повышение безо-

Авторами работы [126] представлен материал

пасности процесса. В исследовании [129] показа-

по определению глубины выгорания трех образцов

но, что в процессе растворения уран-циркониевых

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

414

МОМОТОВ и др.

сплавов в азотной кислоте на поверхности рас-

ва порошков. Так, для порошков ОЯТ с размером ча-

творяемого образца может накапливаться твердый

стиц 90-150 мкм скорость растворения в 3.1 M HNO₃

раствор урана и циркония в мольном соотноше-

составила 6.9 × 10-8 моль·см-2 ∙мин-1, для фракции

нии 1 : 3. При длительном контакте с азотной кис-

300-355 мкм - 3.6 × 10^-8 моль·см^-2∙мин^-1, для частиц

лотой твердый уран-циркониевый раствор может

размером 850-1000 мкм - 2.8 × 10^-8 моль·см^-2∙мин^-1.

окисляться со взрывом. Добавление плавиковой

Авторы отмечают, что скорость растворения по-

кислоты в процессе растворения приводит к сни-

рошкообразного отработавшего топлива в 48 раз

жению вероятности взрывного протекания реакции

выше, чем скорость растворения диоксида урана в

за счет увеличения скорости растворения твердого

аналогичных экспериментальных условиях.

уран-циркониевого раствора.

При установлении зависимости скорости

В отличие от смесей кислот при использовании

растворения порошка ОЯТ с размером частиц

растворов азотной кислоты скорость растворения

300-355 мкм от концентрации азотной кислоты

ОЯТ возрастает с ростом ее концентрации. К та-

показано, что скорость растворения возрастает

кому выводу приходят авторы работы [130], в ко-

от 1.2 × 10^-8 моль·см^-2∙мин^-1 для 2.5 M HNO₃ до

торой представлены результаты систематических

8.5 × 10^-8 моль·см^-2∙мин^-1 для 4 M HNO₃. При рас-

исследований по изучению скорости растворения

творении порошка ОЯТ и необлученного диоксида

отработавшего уранового оксидного топлива в за-

урана в азотной кислоте наблюдается индукцион-

висимости от его гранулометрического состава

ный период, время которого уменьшается с ростом

и концентрации азотной кислоты. Исследования

концентрации кислоты. Математическая обра-

проводили с использованием ОЯТ с выгоранием

ботка экспериментальных результатов позволила

50 МВт·сут/(кг U) и выдержкой после облучения

авторам исследования установить, что скорость

15 лет. Содержание урана в ОЯТ, рассчитанное с

растворения порошков ОЯТ пропорциональна

использованием кода AEA FISPIN [131], принято

[NO_3-]^4.1; аналогичный показатель, полученный ав-

равным 93.9% от его исходного содержания в не-

торами при растворении порошков необлученного

облученном образце топлива. Для проведения экс-

диоксида урана, составил 2.3. Это свидетельствует

о том, что механизм растворения порошкообраз-

периментальных исследований из твэла вырезали

фрагменты, отделяли ОЯТ от оболочки механиче-

ного отработавшего топлива существенно отлича-

ским способом, полученный порошок ОЯТ просеи-

ется от механизма растворения необлученных по-

вали через сита, получая фракции 90-150, 300-355

рошков UO₂.

и 850-1000 мкм. Растворение проводили в кругло-

Авторы работы предполагают, что различие в

донной колбе при перемешивании со скоростью

поведении при растворении порошков ОЯТ и не-

300 об/мин с использованием погружной мешалки.

облученного диоксида урана связано с разницей в

В течение всего процесса использовали продувку

их плотностях и эффективной площади поверхно-

объема аппарата растворения аргоном или азотом

сти, с каталитическим действием продуктов деле-

со скоростью 1 дм³·мин^-1 для удаления выделяю-

ния в отработавшем топливе и с участием других

щихся оксидов азота. В каждом эксперименте ис-

окислителей, кроме HNO₂ и NO_–, в растворении от-

пользовали навески ОЯТ массой около 1 г и объ-

работавшего топлива.

ем азотной кислоты 300 см³. Все эксперименты по

Продолжением исследований, представленных

растворению проводили при 25°С. Перед началом

в работе [130], являются результаты, опублико-

растворения в раствор вносили 0.2-0.3 см³ раствора

ванные в статье [132]. Авторами изучено влияние

0.2 М NaNO₂ для поддержания постоянной концен-

содержания Pu в облученном ядерном топливе на

трации азотистой кислоты. Для расчета скорости

скорость его растворения. Исследовали растворе-

растворения периодически отбирали аликвоты рас-

ние образцов отработавшего уранового оксидного

твора, в которых спектрофотометрическим методом

и MOX-топлива с содержанием плутония после

определяли содержание UO₂₊.

облучения от 0.7 до 26.5% и выгоранием от 40.1

Установлено, что скорость растворения порошков

до 63.7 МВт·сут/(кг U+Pu). Растворение образцов

ОЯТ возрастает с ростом концентрации азотной кис-

проводили в 7 M HNO₃ при 95.15°С. При растворе-

лоты и с уменьшением гранулометрического соста-

нии поддерживали одинаковое отношение площади

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

415

поверхности образца к объему раствора азотной

с применением разрушающего и неразрушающего

кислоты. Площадь поверхности образца ОЯТ рас-

анализов, свидетельствует, в том числе, об эффек-

считывали как геометрическую площадь вырезан-

тивности предложенной схемы растворения ОЯТ

ного для исследований образца ОЯТ. Скорость рас-

для аналитических целей.

творения ОЯТ контролировали по выделению ⁸⁵Kr

В работе [136] описаны две схемы растворения

в режиме реального времени и периодическому от-

образцов ОЯТ, применяемых при проведении ради-

бору проб раствора, в которых определяли содержа-

охимических исследований в Национальном ядер-

ния урана и плутония.

ном исследовательском центре Маркуль (Франция).

Показано, что с ростом содержания плу-

Первая схема включает растворение образцов ОЯТ в

тония скорость растворения ОЯТ уменьша-

14 M HNO₃ при 80°С в течение 5 ч и фильтрование

ется с

2.6 × 10^-3 моль·см^-2·мин^-2 для образ-

полученного раствора. При наличии нерастворен-

ца ОЯТ с массовой долей плутония

0.7% до

ного остатка его переводят в раствор нагреванием

4.5 × 10^-4 моль·см^-2·мин^-2 для образца ОЯТ с мас-

до температуры 80°С в смеси 11.5 M HNO₃и 0.5 M

совой долей плутония 26.5%.

HF в течение 3 ч. Для перевода в раствор ядерных

материалов, оставшихся на оболочке твэла, ее про-

Установлено, что скорость растворения образцов

мывают раствором, состоящим из 5 М HNO₃ и 0.1 М

ОЯТ в 1 × 10²-1 × 10³ раз превышает скорость рас-

HF. Полученный при промывке оболочки раствор

творения образцов необлученного уран-плутоние-

присоединяют к основному раствору ОЯТ.

вого оксидного топлива с аналогичным содержани-

ем плутония. Увеличение скорости растворения ав-

Второй схемой растворения предусмотрен пе-

торы работы связывают с уменьшением плотности

ревод образца ОЯТ в раствор смесью концентриро-

образцов ОЯТ, увеличением площади поверхности

ванных азотной и соляной кислот при нагревании.

и каталитическим действием на растворение урана

Применение на стадии растворения ОЯТ соляной

и плутония продуктов деления, прежде всего Ru,

кислоты, безусловно, увеличивает скорость раство-

Rh, Pd.

рения исследуемого образца, однако накладывает

дополнительные ограничения по предотвращению

В работе [133] приводятся сравнительные ре-

контакта солянокислых растворов с материалами

зультаты определения глубины выгорания урано-

защитного и аналитического оборудования, изго-

вого оксидного топлива, полученные неразрушаю-

щими и разрушающими методами анализа. Раство-

товленными из нержавеющей стали.

рение ОЯТ проводили на Токайском перерабатыва-

В работе [137] приводятся результаты разработ-

ющем заводе (Япония) с использованием раствора

ки и апробации методики определения кислородно-

азотной кислоты при нагревании, механическом

го коэффициента UO2±x в урановом оксидном отра-

перемешивании и продувке раствора кислородом.

ботавшем ядерном топливе методом потенциоста-

После завершения первого этапа из полученных

тической кулонометрии. Апробацию методики про-

растворов отбирали аликвоту, упаривали, сухой

водили на образце уранового оксидного топлива,

остаток передавали в аналитическую лабораторию.

облученного до выгорания 34 МВт·сут/(кг U). Для

На втором этапе сухой остаток растворяли в азот-

проведения исследований из фрагмента твэла меха-

ной кислоте с добавлением плавиковой кислоты

ническим способом отобрано четыре образца ОЯТ

при нагревании для растворения полимерных форм

диаметром 1.5 мм, толщиной 1 мм и массой око-

плутония [134, с. 31-34; 135]. Далее раствор вновь

ло 40 мг. Все манипуляции по отбору фрагментов

упаривали для удаления плавиковой кислоты и по-

ОЯТ проводили в инертной атмосфере. Отобран-

вторно растворяли сухой остаток в азотной кислоте

ные образцы перед растворением не растирали для

при нагревании. Из полученного раствора весовым

предотвращения окисления. Растворение навески

методом отбирали аликвоты, которые использовали

ОЯТ проводили в концентрированной фосфорной

для проведения радиохимических исследований.

кислоте объемом 1 мл при температуре 180-190°С

К сожалению, в тексте работы не приводятся кон-

в инертной атмосфере. Установлено, что в данных

центрации и объемы кислот, время и температура

экспериментальных условиях за 3 ч растворяется

растворения. Сходимость результатов определе-

около трети всего образца. Полное растворение не-

ния выгорания ОЯТ, полученных авторами работы

измельченного образца достигается за 13-14 ч.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

416

МОМОТОВ и др.

Для повышения скорости и полноты раство-

ОЯТ приведет к необходимости учитывать количе-

рения ОЯТ можно использовать продувку объема

ство внесенного радионуклида. Найденная автора-

аппарата растворения озон-кислородной смесью и

ми работы оптимальная концентрация америция на

введение в раствор медиаторов - ионов, обладаю-

уровне 3.7 × 10^-3 моль·л^-1, необходимая для ускоре-

щих высоким окислительно-восстановительным

ния растворения, на два порядка выше концентра-

потенциалом, способных достаточно быстро окис-

ций ²⁴¹Am и ²⁴³Am в растворе ОЯТ, используемом

ляться и восстанавливаться, окисляя при этом ком-

для проведения радиохимических исследований

поненты ОЯТ.

[115, 116, 140, 141]. Значительные расхождения по

В работе [138] показано, что скорость растворе-

содержанию внесенного в растворитель америция и

ния таблетки диоксида урана 1 M HNO₃ при 20°C

²⁴¹Am, ²⁴³Am, содержащихся в исследуемом образ-

возрастает в 10 раз при продувке раствора озо-

це ОЯТ, приведет к существенному увеличению не-

но-кислородной смесью. При введении в раствор

определенности содержания данных радионукли-

ионов Ce(III) происходит их окисление озоном до

дов. Применение в качестве медиатора растворения

ионов Се(IV), в результате скорость растворения

америция при проведении разрушающих радиохи-

таблетки диоксида урана увеличивается еще в три

мических исследований ОЯТ не вполне оправдано.

раза по сравнению с растворением в азотной кисло-

Для растворения ОЯТ при проведении радиохи-

те при продувке озоно-воздушной смесью. Авторы

мического анализа могут применяться карбонатные

предполагают, что увеличение скорости растворе-

растворы. В статье [142] приводятся данные по рас-

ния в присутствии ионов церия связано с адсорб-

творению уранового оксидного топлива с выгора-

цией Се(IV) на поверхности таблетки из диоксида

нием 45 МВт·сут/(кг U) и выдержкой после облуче-

урана. В результате гетерогенная реакция окисле-

ния 23 года. Образцы топлива измельчали до разме-

ния UO₂ до UO₂₊ ионами Се(IV) протекает быстрее,

ра частиц 5 и 25 мкм. Из каждой фракции порошка

чем с молекулами озона.

отбирали по две пробы массой около 50 мг. Одну из

При растворении отработавшего ядерного то-

проб растворяли в смеси карбоната аммония и пе-

плива в качестве медиаторов окислительного рас-

роксида водорода. Для этого пробу помещали в кол-

творения могут быть использованы компоненты

бу Эрленмейера объемом 125 мл, добавляли 20 мл

ОЯТ. В работе [139] показано, что скорость раство-

насыщенного раствора карбоната аммония и 10 мл

рения диоксида плутония увеличивается в 4-5 раз в

раствора 30%-ной перекиси водорода. Полученный

0.6-3.0 M HNO₃ в присутствии ионов Am(III) и про-

раствор перемешивали в течение 1 ч, а затем вы-

дувке раствора озоно-кислородной смесью с кон-

держивали 4 дня при комнатной температуре. Об-

центрацией озона 30-180 мг/л. Авторы предполага-

разование нерастворенного остатка не наблюдали.

ют, что увеличение скорости растворения диоксида

Раствор упаривали, сухой остаток растворяли в

плутония обусловлено образованием ионов Am(V,

5 мл 12 М HNO₃ без нагревания, а затем доводили

VI), за счет окисления Am(III) озоном. Данное

до 50 мл раствором 2 М HNO₃. Вторую пробу рас-

предположение подтверждается тем, что с ростом

творяли в 15 мл 12 М HNO₃ при нагревании. После

в растворе концентрации Am(III) и увеличении со-

растворения основной массы топлива проводили

держания озона в озоно-воздушной смеси скорость

центрифугирование для отделения нерастворенно-

растворения диоксида плутония увеличивается.

Показано, что при использовании озоно-воздуш-

го остатка. Раствор переносили в колбу, а осадок,

ной смеси с содержанием озона 180 мг/л и концен-

предположительно содержащий Mo, Tc, Ru, Rh, Pd,

трации ионов Am(III) в исходном растворе азотной

возвращали на контрольное растворение в 10 мл

кислоты 3.7 × 10^-3 моль·л^-1 время полного раство-

концентрированной азотной кислоты в течение 3 ч

рения навески PuO₂ массой 300 г составляет 4-5 ч.

при нагревании. Полученный раствор объединяли

Растворение диоксида плутония в аналогичных

с раствором, полученном на первой стадии раство-

условиях без использования озоно-воздушной сме-

рения, и доводили раствором 2 М HNO₃ до объема

си и без внесения ионов америция занимает около

50 мл. Из подготовленного таким образом раствора

40 ч. Внесение в растворитель америция при про-

отбирали пробы для определения содержания γ-из-

ведении разрушающего радиохимического анализа

лучателей, ⁹⁰Sr, Pu и ⁹⁹Tc.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

417

По результатам проведенного исследования ав-

весов, имеющих дискретность 5 × 10^-5 г. Столь не-

торы работы констатируют, что растворение топли-

значительное изменение массы оболочки твэла не

ва в карбонатно-пероксидной среде сопоставимо по

окажет существенного влияния на точность полу-

скорости и полноте с растворением в азотной кис-

ченных результатов. Вместе с тем, авторами при

лоте. При этом растворение в карбонатно-пероксид-

проведении расчета массы ОЯТ, взятой для прове-

ной среде происходит без нагревания, что приводит

дения исследований, эти данные были учтены.

к меньшим потерям летучих продуктов деления в

Применение на стадии растворения ОЯТ фторо-

процессе растворения.

водородной кислоты приводит к более значимому

Растворение анализируемого образца ОЯТ с обо-

уменьшению массы оболочки твэла. В работе [146]

лочкой твэла при проведении радиохимического и

приводятся результаты исследования топлива, отра-

элементного анализов применяется редко. Отрабо-

ботавшего в реакторе СМ. Твэл представляет собой

тавшее ядерное топливо предварительно отделяют

стержневую конструкцию крестообразного профи-

от оболочки твэла, например, проводя волоксида-

ля, изготовленную из стали ЭИ-847, с дисперсион-

цию [143-145], или ведут растворение ОЯТ в ре-

ной топливной композицией из крупки UO₂ в мед-

жимах, способствующих минимальному переводу в

ной матрице с добавкой бериллиевой бронзы. Рас-

раствор конструкционных материалов. Требования

творение ОЯТ проводили в смеси 6 M HNO₃ и 0.1 M

к минимальному растворению оболочки твэла вы-

HF в течение 8 ч при 92-95°С. После завершения

текают из того, что для количественного определе-

растворения ОЯТ оболочку извлекали из раствора,

ния компонентов отработавшего ядерного топлива

промывали, высушивали, взвешивали. После этого

необходимо установить массу растворенного образ-

проводили дополнительное растворение оболочки в

ца ОЯТ. Экспериментально массу ОЯТ рассчитыва-

растворе того же состава, что использовали на ста-

ют по разности масс фрагмента твэла с ОЯТ, взято-

дии растворения ОЯТ, в течение 16 ч с периодиче-

го для проведения исследований, и оболочки твэла

ским определением массы. По полученным данным

после завершения растворения. Частичное раство-

определяли зависимость изменения массы оболоч-

рение оболочки твэла внесет дополнительную нео-

ки от времени растворения, экстраполировали по-

пределенность в определение массы растворенного

лученную зависимость на начальное время.

ОЯТ и в конечном итоге скажется на точности ре-

По результатам исследований двух фрагментов

зультатов анализов. Кроме того, повышенное со-

твэла массой 1.772 и 1.421 г установлено, что масса

держание конструкционных материалов в растворе

осложняет процедуру разделения компонентов для

оболочки в процессе растворения ОЯТ уменьши-

проведения радиохимического и элементного ана-

лась на 0.017 и 0.010 г соответственно, что состав-

лизов.

ляет около 13% от массы оболочки твэла и около 1%

от массы растворенного ОЯТ. Отсутствие корректи-

В исследовании [116] при проведении разруша-

ровок, учитывающих изменение массы оболочки, в

ющего анализа отработавшего топлива реактора

данном случае влечет за собой увеличение погреш-

ВВЭР-440 оболочку твэла, оставшуюся после рас-

ности при расчетах массового содержания компо-

творения ОЯТ, отделяли от основного раствора,

нентов ОЯТ.

просушивали, взвешивали, а затем подвергали до-

полнительному растворению в тех же эксперимен-

Подчеркнем, что для определения величины вы-

тальных условиях, как и при растворении отрабо-

горания нет необходимости в определении массы

тавшего ядерного топлива, с периодическим опре-

растворенного ОЯТ, поскольку применяемые алго-

делением ее массы. Данные по изменению массы

ритмы расчета оперируют относительными величи-

оболочки твэла экстраполировали на нулевое время

нами. Например, при расчете величины выгорания

растворения, рассчитывали исходную массу обо-

ОЯТ по накоплению продуктов деления определя-

лочки.

ют отношение числа атомов продуктов деления, вы-

Установлено, что за 16 ч растворения в 8 M HNO₃

бранных в качества мониторов выгорания, к числу

при нагревании масса оболочки твэла уменьшилась

атомов топлива. В методе тяжелых атомов величину

на 0.04%, или на 5 × 10^-4 г. Экспериментальные ре-

выгорания рассчитывают по измеренному изотоп-

зультаты получены с применением аналитических

ному составу топлива до и после облучения [147].

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

418

МОМОТОВ и др.

ОБРАЩЕНИЕ С НЕРАСТВОРЕННЫМ

нерастворенного остатка возрастает на порядок с

ОСТАТКОМ ОЯТ

0.03 до 0.37% от массы ОЯТ. Растворение ОЯТ при

температуре 93-95°С приводит к получению нерас-

Как было показано выше, при проведении ради-

творенного остатка, содержащего до 4 мас% U и до

охимических исследований ОЯТ не всегда удается

0.2 мас% Pu. При снижении температуры растворе-

количественно перевести анализируемый образец в

ния до 80°С массовые доли U и Pu в нерастворен-

раствор. В большинстве работ отмечается наличие

ном остатке возрастают до 10 и 1% соответственно.

нерастворенного остатка, который чаще всего отде-

Результаты аналогичных исследований пред-

ляют от анализируемого раствора фильтрованием.

ставлены в работе [155]. Авторы проводили раство-

Наличие ядерных материалов в нерастворенном

рение уранового оксидного топлива с выгоранием

остатке, прежде всего нуклидов урана и плутония,

от 8.4 до 36.1 МВт×сут/(кг U). Для растворения из

может сказаться на точности и правильности ре-

твэла вырезали фрагмент длиной 3-5 мм и массой

зультатов разрушающего радиохимического и эле-

около 3 г. Растворение проводили в 40 мл 4 M HNO₃

ментного анализов. Важной задачей является зна-

при температуре 100°С и продувке объема аппарата

ние состава нерастворенного остатка, закономерно-

растворения гелием со скоростью 40 мл·мин^-1. Ско-

стей его образования и условий, способствующих

рость растворения контролировали в режиме реаль-

его максимальному растворению.

ного времени, измеряя активность выделяющегося

В исследованиях [148-150] показано, что ос-

⁸⁵Kr. Нерастворенный остаток отделяли фильтрова-

новными формами нахождения элементов в нерас-

нием с использованием фильтра с диаметром пор

творенном остатке ОЯТ являются интерметаллиды

0.1 мкм.

различного состава, содержащие Mo, Tc, Ru, Rh и

Установлено, что в указанных условиях прак-

Pd. Наиболее распространенной формой интерме-

тически полное растворение образца достигает-

таллидов, содержащих U и Pu, является МХ₃, где

ся за 2 ч. Масса нерастворенного остатка линей-

M = U, Pu; X = Rh, Pd, Ru.

но увеличивается до величины выгорания ОЯТ

Изучение состава осадка, образующегося при

30 МВт × сут/кг, а затем резко возрастает. Мак-

растворении ОЯТ на Токайском перерабатывающем

симальная масса осадка составила 0.4% от массы

заводе (Япония), показало присутствие в нем мо-

ОЯТ, взятого для растворения. Показано, что ос-

либдата циркония [151]. Наличие молибдата цирко-

новными компонентами нерастворенного остатка

ния состава ZrMo₂O₇(OH)₂ в нерастворенном остат-

являются Мо, Тс, Ru, Rh, Pd. Массовая доля Pu в

ке ОЯТ констатируют и авторы исследования [152].

нерастворенном остатке находится в диапазоне от

Масса молибдатного осадка возрастает пропорци-

0.03 до 0.08%.

онально росту глубины выгорания ОЯТ с захватом

В цитированной ранее работе [132] в отдель-

плутония до 5 мас% [153].

ной серии экспериментов изучена закономер-

В работе [154] приводятся результаты изучения

ность изменения доли нерастворенного остатка

количества нерастворенного остатка, образующе-

от массовой доли Pu в ОЯТ. Экспериментальные

гося при растворении ОЯТ ВВЭР-1000 с выгора-

исследования проводили с образцами ОЯТ, отра-

нием от 15.0 до 53.8 МВт∙сут/(кг U) в растворах

ботавшими до достижения выгорания от 31.7 до

азотной кислоты. Растворение проводили при

54.7 МВт·сут/(кг U+Pu) и массовыми долями Pu от

нагревании до 93-95 и 80°С. Конечная концен-

17.6 до 28.1%. Растворение образцов проводили в

трация урана в растворах ОЯТ составляла от 254

3 M HNO₃ при 95°С в течение 10 ч. После заверше-

до 352 г/л. Следует отметить, что исследования

ния растворения нерастворенный остаток отделяли

проводились в условиях, близких к промышлен-

от основного раствора с использованием погруж-

ному растворению ОЯТ для его последующей

ного фильтра. Отделенный остаток сплавляли с пе-

водно-экстракционной переработки. Вместе с тем,

роксидом натрия при температуре 750°С, плав рас-

творяли в азотной кислоте, в полученном растворе

полученные в работе результаты представляют

интерес и для растворения ОЯТ в аналитических

определяли содержание U, Pu, Mo и Ru.

целях. Установлено, что с ростом глубины выгора-

Показано, что с ростом содержания Pu в ОЯТ с

ния ОЯТ с 15.0 до 53.8 МВт∙сут/(кг U) количество

17.6 до 28.1% масса нерастворенного остатка уве-

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

419

личивается соответственно с 0.5 до 1.3% от массы

дельного СНУП ОЯТ обоснован авторами ранее на

исходного образца. Возрастает и массовая доля Pu в

основании расчетных моделей и первичных экспе-

нерастворенном остатке. Массовая доля Pu в нера-

риментальных данных [158]. Модельное ядерное

створенном остатке, полученном при растворении

топливо помимо основных компонентов - U и Pu -

ОЯТ с содержанием Pu 17.6%, составляет 0.37%.

содержало Zr, Mo, Ru, Rh, Pd, La, Sr и Ba. Раство-

При растворении ОЯТ с содержанием Pu 24.9%

рение окисленного модельного ОЯТ проводили в

массовая доля Pu в нерастворенном остатке состав-

10.4 M HNO₃ при нагревании в течение 6 ч. В ка-

ляет 2.8%.

честве аппарата-растворителя использовали термо-

стойкую колбу, снабженную обратным холодильни-

Увеличение массовой доли Pu в нерастворенном

ком. По окончании растворения исходный раствор

остатке с ростом массовой доли Pu в ОЯТ авторы

фильтровали через бумажный фильтр «синяя лен-

работы связывают с образованием интерметалли-

та». Осадок промывали слабым раствором азотной

дов Pu с продуктами деления. Дополнительным

кислоты, высушивали, взвешивали и анализирова-

доказательством данного предположения является

ли. Масса нерастворенного остатка в зависимости

значительное содержание в нерастворенном остат-

от параметров волоксидации составила от 2.13 до

ке ОЯТ Mo и Ru, суммарные массовые доли кото-

7.79% от массы модельного ядерного топлива, взя-

рых составляют до половины массы нерастворен-

того для растворения. Элементный анализ, прове-

ного остатка.

денный микрорентгеноструктурным методом, по-

В работе [156] изучены закономерности раство-

казал, что осадок содержит благородные металлы,

рения уранового оксидного топлива, отработавшего

Mo и Zr. По результатам рентгенофазового анализа

до достижения выгорания 40-43 МВт сут/(кг U), с

нерастворенного остатка установлено, что основ-

временем выдержки на момент проведения работ

ными фазами в нем являются MoO₃, RuO₂, Mo, PdO,

8 лет. Перед проведением растворения твэл разреза-

Pd, RhO₂. Доля Pu, оставшегося в нерастворенном

ли на фрагменты длиной 20-30 мм. Всего подготов-

остатке, не превышает 0.36% от массы Pu, содержа-

лено около 300 фрагментов. Растворение проводили

щегося в исходном образце модельного ОЯТ.

в 6.5 M HNO₃ при нагревании до 95°С в течение

Изучению полноты растворения волоксидиро-

5 ч в закрытом аппарате растворения, снабжен-

ванного уранового оксидного отработавшего ядер-

ном трубкой для отвода отходящих газов. Каждые

ного топлива в сравнении с неволоксидированными

15 мин отбирали около 5 мл раствора для анализа

образцами ОЯТ и образцами необлученного урано-

содержания U, Pu, Zr, Ru. Дополнительно за про-

вого оксидного топлива посвящена работа [159].

цессом растворения следили, измеряя активность

Экспериментальные исследования прово-

⁸⁵Kr в отходящих газах. Полученный раствор филь-

дили с образцами ОЯТ с выгоранием от 8.0 до

тровали с использованием фильтра с размером пор

31.5 МВт·сут/(кг U). На первом этапе твэлы раз-

3 мкм для отделения нерастворенного остатка. По-

деляли на фрагменты длиной от 2.5 до 3.8 см с

сле высыхания осадок взвешивали и исследовали

использованием гидравлических ножниц. Авто-

методом сканирующей электронной микроскопии.

ры отмечают, что замятие концов подготовленных

Показано, что около 90% топлива растворяется в

фрагментов не превышало 20% и существенно не

течение первых 30 мин эксперимента, причем рас-

влияло на скорость и полноту окисления. Вместе с

творение U и Pu происходит симбатно. Основными

тем, данный экспериментальный факт следует при-

компонентами нерастворенного остатка являются

нять во внимание при анализе результатов, пред-

металлы Ru, Rh, Pd, Mo, Zr. Массовая доля U в не-

ставленных в цитируемой работе. Волоксидацию

растворенном остатке 2.4%, Pu - 0.24%.

проводили при температуре от 490 до 520°С при

Экспериментальные данные по массе и составу

продувке объема печи воздухом в течение 3 ч с пе-

нерастворенного остатка отработавшего уранового

ремешиванием подготовленных фрагментов твэлов

оксидного и MOX-топлива согласуются с резуль-

роторной мешалкой со скоростью 3.5 об/мин и без

татами, полученными при растворении волокси-

перемешивания в тех же температурных режимах

дированного модельного смешанного нитридного

в течение 4 ч. Установлено, что при использовании

уран-плутониевого (СНУП) ОЯТ [157]. Состав мо-

перемешивания происходит полное отделение как

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

420

МОМОТОВ и др.

отработавшего, так и неотработавшего топлива от

Перед растворением из твэла вырезали фрагмен-

оболочек твэла. Более 95% образовавшегося по-

ты, содержащие 0.5-1.0 г ОЯТ. Растворение выре-

рошка имеет размер <44 мкм. Без перемешивания

занных фрагментов проводили в кипящей 7.5 M

от оболочек отделяется около 60% ОЯТ. Проведе-

HNO₃. После завершения растворения полученный

ние второго цикла волоксидации приводит к отде-

раствор фильтровали через фильтр с диаметром

лению еще 7% ОЯТ. Показано, что в результате во-

пор 0.7 мкм. Нерастворенный остаток на фильтре

локсидации UO₂ переходит в U₃O₈.

четырежды промывали 5 мл 0.1 М HNO₃, высуши-

Растворение волоксидированного порошка то-

вали под лампой. Высушенный остаток исследова-

плива проводили в колбе с обратным холодильни-

ли методом энергодисперсионного рентгеновского

ком при продувке раствора воздухом. Вначале на-

микроанализа для установления его качественного

веску ОЯТ или неотработавшего топлива растворя-

состава. После завершения качественного анализа

ли в 1-3 M HNO₃ при температуре не более 50°C в

фильтр смачивали 0.1 мл дистиллированной воды

течение 2 ч. На второй стадии в раствор вносили

и 0.1 мл фтороводородной кислоты, переносили

10 M HNO₃ и проводили растворение еще 2 ч без

в тефлоновый сосуд и нагревали до 60°С на элек-

нагревания. Авторы отмечают, что на первой и вто-

трической плитке. Данная процедура необходима

рой стадиях происходит растворение более поло-

для растворения силикатов, являющихся матрицей

вины порошка ОЯТ. На третьей стадии повышали

фильтрующего волокна. Далее нерастворенный

температуру до 90°C и проводили растворение еще

остаток заливали смесью концентрированных азот-

в течение 2 ч.

ной и соляной кислот, взятых в соотношении 1 : 12.5

Установлено, что с ростом выгорания ОЯТ коли-

по объему. Герметично закрывали тефлоновый со-

чество нерастворенного остатка увеличивается от 1

суд и продолжали растворение в течение 20 ч при

до 10% от массы ОЯТ. В составе нерастворенного

температуре 220°C. После завершения растворения

остатка может содержаться до 8.6% Pu. Повторное

полученный раствор переносили в мерную колбу,

растворение нерастворенного остатка в 10 M HNO₃

тефлоновый сосуд дважды промывали 2 мл 0.1 М

при нагревании приводит к количественному пере-

HNO₃. Промывные растворы объединяли с основ-

воду Pu в раствор. Оставшийся после повторного

ным. На финальной стадии раствор в мерной колбе

растворения нерастворенный остаток состоит глав-

разбавляли 0.1 М HNO₃. Из полученного раствора

ным образом из Mo, Rh и Pd.

отбирали аликвоты, проводили разделение элемен-

тов методом катионообменной и экстракционной

Заслуживает внимания способ обработки не-

хроматографии, после чего проводили элемент-

растворенного остатка, образовавшегося при

ный анализ фракций методом атомно-эмиссионной

растворении уранового оксидного топлива, от-

работавшего в реакторе типа PWR до выгорания

спектрометрии с индуктивно-связанной плазмой.

70 МВт·сут/(кг U), примененный авторами работы

В работе [162] разработана процедура элемент-

[160]. Обработку осадка, содержащего Ru, Rh, Pd,

ного и изотопного анализов отработавшего ядер-

Tc, Mo, Zr, Te, следовые количества U, Pu, Cs, Co,

ного топлива методом IСP-MS. Растворение ана-

Eu и Am, проводили газовой смесью, содержащей

лизируемого образца проводили в соответствии со

10% NF₃ и 90% Ar, при температуре от 400 до 550°C.

следующим алгоритмом. Таблетки отработавшего

Показано, что при температуре 400°C от осадка

топлива массой около 30 г растворяли в 200 мл 7 M

в виде летучих фторидов отделяются Mo и Tc, а при

HNO₃ в течение 8 ч при нагревании. Нерастворен-

температуре 550°C отделяется RuF₅. После завер-

ный остаток отделяли фильтрованием, сушили,

шения фторирования нерастворенный остаток со-

взвешивали, после чего растворяли в смеси концен-

стоит из металлического Pd и RhF₃.

трированных соляной и азотной кислот, взятых в

объемном соотношении 9 : 1.

В работе [161] приводятся результаты определе-

ния Ru, Rh, Pd, Te, Mo, Zr в урановом оксидном то-

Для перевода в раствор металлов платиновой

пливе, отработавшем в реакторе типа PWR. Иссле-

группы известен и внедрен в аналитическую прак-

довали три образца ОЯТ с выгоранием 36.19, 36.21

тику метод щелочного плавления с окислителем. В

и 38.97 МВт·сут/(кг U).

качестве окислителей чаще всего применяют ни-

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

421

траты и пероксиды щелочных металлов, пероксид

жание Pu методом α-спектрометрии и Тс, Ru, Rh,

бария [163].

Pd, Mo, Zr методом атомно-эмиссионной спектро-

метрии с индуктивно-связанной плазмой.

Сплавление также можно применять для пе-

ревода в раствор нерастворенного остатка ОЯТ. В

По результатам исследований установлено, что

статье [164] приведены результаты качественного

масса нерастворенного остатка на первой стадии

и количественного анализа нерастворенного остат-

растворения не превышает 1% от массы ОЯТ, взя-

ка, образующегося при растворении ОЯТ реактора

той для проведения исследований. Массовая доля

на быстрых нейтронах. Растворению подвергнуты

Pu в нерастворенном остатке, полученном на пер-

шесть партий образцов ОЯТ с начальным содержа-

вой стадии растворения, находится в диапазоне от

нием Pu от 18.0 до 29.1% и выгоранием от 40.1 до

1.8 до 5.9%, массовая доля U не превышает 4%.

63.7 МВт·сут/(кг U). Пять партий образцов пред-

После дорастворения U и Pu на второй стадии их

ставляли собой фрагменты твэла, из которых четы-

массовые доли в нерастворенном остатке не превы-

ре имели длину 1 см, пятая партия образцов - фраг-

шают 0.05 и 0.25% соответственно. Показано, что

менты длиной 3 см, шестая партия представлена

основными компонентами нерастворенного остатка

порошком ОЯТ. Общая масса ОЯТ, взятая для рас-

являются Mo, Tc, Ru, Rh и Pd. Примененная проце-

творения, варьировалась от 83.0 до 576.1 г.

дура сплавления позволяет количественно переве-

На первой стадии растворение образцов прово-

сти в раствор нерастворенный остаток.

дили в 6 M HNO₃ при нагревании до 95°С. Время

В исследовании [165] для перевода в раствор не-

растворения варьировали от 2 до 10 ч. Растворе-

растворенного остатка ОЯТ также применен метод

ние фрагментов твэла длиной 3 см и общей массой

щелочного сплавления с окислителем. Авторы при-

ОЯТ 576.1 г проводили в 3.7 л азотной кислоты. В

водят результаты анализа трех образцов отработав-

остальных экспериментах объемы азотной кисло-

шего уранового оксидного топлива с выгоранием от

ты, взятой для растворения, находились в пределах

30 до 70 МВт·сут/(кг U).

от 205 до 360 мл.

Нерастворенный остаток получен при растворе-

На второй стадии полученный раствор последо-

нии навесок порошков ОЯТ массой 12-13 г, пред-

вательно фильтровали через металлический фильтр

варительно отделенных от оболочки, в растворе

с диаметром пор 2 мм для отделения оболочек твэ-

200 г/л карбоната аммония с периодической добав-

ла, затем через предварительно взвешенный фильтр

кой 30%-ного пероксида водорода при перемешива-

из стекловолокна с диаметром пор 1 мкм для отде-

нии без нагревания. При таком способе растворения

ления нерастворенного остатка. Фильтры обмыва-

уран и большая часть продуктов деления переходят

ли раствором азотной кислоты, после чего фильтр

в раствор, а благородные металлы остаются в нера-

из стекловолокна с нерастворенным остатком ОЯТ

створенном остатке [142, 166].

нагревали в течение 2 ч в 3 M HNO₃ для дораство-

Нерастворенные компоненты ОЯТ отделяли

рения U и Pu. По окончании растворения фильтр

центрифугированием, промывали водой, сушили

из стекловолокна с нерастворенными остатками

и взвешивали. Масса нерастворенного остатка со-

отделяли от раствора, проводили повторное филь-

ставила 0.2% от исходной массы ОЯТ для образца с

трование раствора, полученного на второй стадии,

выгоранием 30 МВт·сут/(кг U) и 1.9% для образца с

через извлеченный фильтр. Фильтр с нерастворен-

выгоранием 70 МВт·сут/(кг U).

ным остатком сушили и взвешивали. Часть нерас-

творенного остатка ОЯТ взвешивали и переводили

Навеску нерастворенного остатка ОЯТ сплавля-

в раствор методом щелочного сплавления с окис-

ли со смесью KOH и KNO₃, взятых в соотношении

лителем. Для сплавления навеску нерастворенного

1 : 0.75 по массе. Навеску флюса, в три раза превы-

остатка смешивали со смесью пероксида и карбо-

шающую массу навески нерастворенного остатка,

ната натрия, нагревали в печи сопротивления до

помещали в никелевый тигель и сплавляли. Авторы

температуры 750°С. Авторы работы не указывают

работы не приводят температурные режимы и вре-

время проведения процесса сплавления. После за-

мя сплавления. После охлаждения расплав раство-

вершения сплавления плав растворяли в азотной

рили в воде, центрифугировали для отделения нера-

кислоте, в полученном растворе определяли содер-

створенной фазы.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

422

МОМОТОВ и др.

Нерастворенный остаток вновь помещали в ти-

В работе [170] показано, что скорость растворе-

гель, сушили и повторно сплавляли с новой порци-

ния частиц UO₂ размером 450-550 мкм в 4 M HNO₃

ей щелочного флюса. Для количественного перево-

при температуре 110°C возрастает практически

да в раствор потребовалось три последовательных

вдвое при использовании системы микроволново-

плавления. Растворы, полученные в результате

го нагрева по сравнению со скоростью растворе-

растворения трех плавов, объединяли, определяли

ния UO₂ в тех же условиях, но с использованием

качественный и количественный состав объединен-

классического разогрева системы электроплиткой.

ного раствора методами оптической эмиссионной

Установлено, [171] что в диапазоне концентраций

спектрометрии и масс-спектрометрии с индуктив-

HNO₃ 4-8 M и мощности микроволнового излуче-

но-связанной плазмой. Установлено, что кроме Mo,

ния 600 Вт и температуре 90-110°C гетерогенный

Tc, Ru, Rh и Pd, нерастворенный остаток содержит

процесс растворения UO₂ протекает в диффузион-

значимые количества Те: от 2.6 до 9.3% от массы

ной области. Следовательно, на скорость растворе-

нерастворенного остатка. Вероятно, этот экспери-

ния UO₂ будут существенно влиять такие факторы,

ментальный факт связан с тем, что Te растворяется

как скорость перемешивания раствора и степень из-

в карбонатно-пероксидной системе хуже, чем в рас-

мельчения частиц UO₂.

творах минеральных кислот.

Однако работ по применению систем микровол-

Перспективным направлением перевода в рас-

нового разложения для перевода в раствор образцов

твор нерастворенного остатка ОЯТ при проведе-

ОЯТ при проведении их радиохимического и эле-

нии радиохимического и элементного анализов

ментного анализов нами не обнаружено. Основные

является использование систем микроволнового

сложности применения подобного способа перево-

разложения, которые позволяют проводить раство-

да в раствор образцов ОЯТ связаны с адаптацией

рение в минеральных кислотах при повышенной

серийно выпускаемых моделей для работы в усло-

температуре и давлении. Создаваемые системами

виях радиационно-защитной камеры [172].

микроволнового разложения условия позволяют

сократить время растворения, а применение герме-

ЛОКАЛИЗАЦИЯ ЛЕТУЧИХ

тичных автоклавов - минимизировать потери лету-

КОМПОНЕНТОВ ОЯТ НА

чих продуктов деления при растворении образцов

СТАДИИ РАСТВОРЕНИЯ ДЛЯ ИХ

ОЯТ. Такие системы нашли широкое применение

КОЛИЧЕСТВЕННОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ

для определения металлов платиновой группы, Mo,

Определение удельной активности летучих ком-

W, Ti в геологических образцах [167, 168].

понентов ОЯТ осложнено тем, что еще до передачи

В работе [169] система микроволнового разло-

исследуемого образца в аналитическую лаборато-

жения применена для перевода в раствор U и Pu, со-

рию происходят их неконтролируемые потери.

держащихся в образцах почвы, отобранных в 30-ки-

В исследовании [173] показано, что иод в облу-

лометровой зоне Чернобыльской АЭС. Навески ис-

ченном уран-плутониевом топливе образует иодид

следуемых образцов массой около 0.5 г растворяли

цезия и мигрирует в периферийные области то-

в 5 мл концентрированной HNO₃ с добавлением

пливного столба, имеющие меньшую температуру.

1 мл 40%-ной HF под давлением. Авторы работы

Радиальная миграция радионуклидов иода может

отмечают, что указанная процедура растворения не

приводить к их частичному выходу в зазор между

позволяет количественно перевести в раствор PuO₂,

ОЯТ и оболочкой твэла [174]. При резке твэла с це-

нагретый при аварии на АЭС до высоких темпера-

лью передачи фрагмента в аналитическую лабора-

тур. По этой причине после растворения в азотной

торию часть радионуклидов иода переходит в газо-

кислоте в раствор добавляли концентрированную

вую фазу и покидает матрицу ОЯТ. В работе [175,

соляную кислоту и продолжали растворение при

с. 404] потери нуклидов иода на стадии механиче-

нагревании под давлением. Из полученного раство-

ской подготовки образца оценены на уровне 5-10%

ра отбирали аликвоты, в которых определяли изо-

от их общего содержания в ОЯТ.

топный состав и массовое содержание нуклидов U

и Pu методом изотопного разбавления с масс-спек-

Радиальная миграция и выход в зазор между то-

трометрическим окончанием.

пливом и оболочкой твэла характерна и для инерт-

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

423

ных газов, образующихся в процессе облучения

дов [179-182]. Кроме того, отсутствуют образцы

ядерного топлива. В исследовании [173] методом

ОЯТ, метрологически аттестованные на содержание

электронно-зондового микроанализа установлено,

¹⁴С, с использованием которых можно было разра-

что в отработавшем MOX-топливе ксенон нахо-

ботать процедуры его окисления методом «введе-

дится только в периферийных областях топливно-

но-найдено».

го столба. Выход ксенона из топливной матрицы

Установлено, что при растворении карбидов

оценен авторами исследования на уровне 94 ± 4%

урана и плутония, полученных методом карботер-

для центральной части твэла и на уровне 91 ± 4 и

мического синтеза из их диоксидов, в растворах

87 ± 6% на расстоянии 20 мм от верхнего и нижнего

азотной и серной кислот присутствуют органиче-

торцевых экранов соответственно.

ские соединения, такие как щавелевая, меллитовая

Величина удельной активности трития в ОЯТ

кислоты, что свидетельствует о неколичественном

существенным образом зависит от температуры

окислении углерода [183]. В работе [184] представ-

топлива в момент облучения [65, с. 130-131; 176].

лены результаты изучения процесса растворения

При увеличении температуры удельная активность

смешанного уран-плутониевого карбидного топли-

трития в топливной композиции уменьшается за

ва в азотной кислоте. Образующийся при растворе-

счет диффузии через оболочку тепловыделяющего

нии углекислый газ поглощали ловушками, содер-

элемента. В исследованиях [177, 178] установле-

жащими раствор 0.1 M NaOH. После завершения

но, что степень диффузии трития может достигать

растворения количество поглощенного углекислого

95-99%.

газа определяли кислотно-основным титрованием

с использованием в качестве титранта раствора со-

Учесть перечисленные факторы достаточно

ляной кислоты. Показано, что количество углерода,

сложно, что существенным образом увеличивает

найденное в щелочных ловушках, в зависимости

неопределенность результатов разрушающего ра-

от концентрации азотной кислоты, температуры и

диохимического анализа, осложняет их интерпре-

времени растворения составляет от 32 до 62% от

тацию. Фактически величины удельных активно-

его содержания в карбидах урана и плутония. При

стей летучих компонентов ОЯТ, полученные в ре-

этом уран и плутоний количественно переходят в

зультате разрушающего радиохимического анализа,

раствор. Этот экспериментальный факт указывает

соответствуют только той части радионуклидов,

на то, что количественного окисления углерода до

которые остались в матрице ОЯТ перед процедурой

углекислого газа в исследованных эксперименталь-

растворения.

ных условиях не происходит.

Количественное определение летучих компонен-

Для увеличения степени конверсии углерода

тов ОЯТ требует разработки специальных процедур

до СО₂ при растворении карбидов урана, плуто-

их улавливания и локализации на стадии перевода

ния и смешанного уран-плутониевого карбидного

исследуемого образца в раствор.

топлива авторами работы [185] предложено вно-

Для определения удельной активности ¹⁴С в об-

сить в растворы азотной кислоты окислитель. В ка-

разцах ОЯТ на стадии растворения необходимо обе-

честве окислителей рассмотрены H₂O₂, NaBiO₃,

спечить не только количественный перевод образца

(NH₄)₂Ce(NO₃)₆, (NH₄)₂S₂O₈, AgO. Выделяющийся

в раствор, но и стопроцентное окисление находяще-

в процессе растворения диоксид углерода улав-

гося в составе ОЯТ ¹⁴С до ¹⁴СО₂, поскольку основ-

ливали ловушками, содержащими 50 мл раствора

ным способом улавливания радиоуглерода при про-

0.1-1 М NaOH. Для отделения ¹⁴СО₂от оксидов

ведении радиохимических исследований является

азота перед щелочными ловушками размещали две

использование ловушек, заполненных раствором

поглотительные колонки с MnO₂. Количество ди-

щелочи.

оксида углерода, выделяющегося при растворении,

Количественное окисление углерода до углекис-

определяли титрованием щелочи в ловушках со

лого газа осложняется тем, что химические формы

стандартным раствором соляной кислоты. Установ-

углерода в ОЯТ достоверно неизвестны. Предпола-

лено, что максимальная степень конверсии углеро-

гается, что углерод в ОЯТ присутствует, главным

да в углекислый газ, равная 50%, достигается при

образом, в виде элементарного углерода и карби-

использовании в качестве окислителя NaBiO₃. Во

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

424

МОМОТОВ и др.

всех экспериментальных условиях сумма углерода,

По результатам исследования 7 образцов ОЯТ

выделившегося в виде диоксида углерода, и эле-

реактора CANDU с различной величиной выгора-

ментарного углерода, присутствующего в растворе

ния удельная активность ¹⁴С составила от 3.61 × 10⁶

азотной кислоты, соответствовала его теоретиче-

до 1.03 × 10⁷ Бк/(кг U). Авторы отмечают, что по-

лученные результаты на порядок меньше расчет-

скому значению в пределах погрешности метода

определения.

ных значений, полученных с использованием кода

ORIGEN-S [188]. Расхождения экспериментальных

Авторы работы [186] при определении удельной

и расчетных значений авторы работы объясняют

активности ¹⁴C в облученном графите растворяли

меньшим количеством азотосодержащих примесей

навеску исследуемого вещества в смеси концен-

в топливе, чем это предусмотрено регламентом его

трированных H₂SO₄, HNO₃ и HClO₄, взятых в со-

производства и принято для получения расчетных

отношениях 4 : 1 : 1 по объему, при нагревании до

значений.

температуры 150-200°С. Растворение проводили в

Предложенная в работе [187] схема растворения

колбе с обратным холодильником, последовательно

применена авторами исследования [189, с. 39-42]

соединенным с тремя ловушками. Первая заполне-

для определения удельной активности ¹⁴С в ОЯТ

на водой и предназначена для улавливания паров

реакторов типа BWR и PWR.

воды и кислот. Вторая и третья заполнены раство-

Для количественного окисления различных

ром 1 M NaOH. Щелочные ловушки предназначены

форм углерода, находящегося в ОЯТ, до ¹⁴СО₂

для улавливания ¹⁴С, выделяющегося в виде угле-

применяют продувку раствора озоном. Так, рабо-

кислого газа. Удельную активность ¹⁴С в щелочных

та [190] посвящена определению ¹⁴С во фрагмен-

ловушках определяли методом жидкостной сцин-

тах твэла с отработавшим урановым оксидным

тилляционной спектрометрии. Авторы утверждают,

топливом общей массой 51.46 г и выгоранием

что представленный способ перевода в раствор об-

53.1 МВт·сут/(кг U). Растворение проводили в

лученного графита позволяет количественно окис-

азотной кислоте при температуре 95°С в течение

лить углерод до углекислого газа.

2 ч. Через объем раствора ОЯТ пропускали поток

В работе [187] для определения удельной ак-

озона с производительностью 3.6 г/ч. Авторы от-

тивности ¹⁴С в ОЯТ реактора CANDU авторами

мечают, что масса нерастворенного остатка ОЯТ

применен аппарат растворения, представляющий

составила менее 0.01 г, что подтверждает эффек-

собой колбу, снабженную обратным холодильни-

тивность такого варианта растворения. Оболочки

ком, имеющим трубку для отвода отходящих газов.

после растворения топлива обмывали азотной кис-

Трубка имеет участок, содержащий CuO, нагрева-

лотой, высушивали и взвешивали. Масса оболочек

составляла 9.08 г. После этого оболочки растворя-

емый с помощью трубчатой печи до температуры

ли в смеси азотной и плавиковой кислот при одно-

600°С. Данный участок предназначен для окисле-

временном пропускании озоно-воздушной смеси.

ния угарного газа до CO₂. После участка нагрева

Выделяющийся на стадиях растворения ОЯТ и

расположен фильтр с активированным углем для

оболочек твэла ¹⁴CO₂ улавливали двумя ловушка-

сорбции выделяющихся радионуклидов иода. Для

ми с растворами NaOH. Удельную активность ¹⁴C

улавливания ¹⁴СО₂ после угольного фильтра после-

в щелочных ловушках определяли методом жид-

довательно расположены две щелочные ловушки с

костно-сцинтилляционного счета. Суммарное со-

растворами NaOH.

держание ¹⁴С во фрагментах твэлов оценено авто-

При проведении исследований фрагменты твэла

рами на уровне 1.3 × 10⁴ Бк/г твэла, из них 14% -

с ОЯТ длиной около 2 см растворяли в смеси, со-

это количество ¹⁴С, содержащегося в оболочке. При

стоящей из 100 мл 50% HNO₃и 8 мл раствора 1.6 M

таком варианте растворения и улавливания ¹⁴СО₂

Na₂S₂O₈, при нагревании в течение 6 ч и барбота-

возможен переход в щелочные ловушки летучих

же раствора азотом для отвода выделяющихся при

продуктов деления, прежде всего изотопов руте-

растворении газов. Удельную активность ¹⁴С опре-

ния, которые будут мешать определению ¹⁴С мето-

деляли по результатам анализа щелочных ловушек

дом ЖСС. Однако авторы цитируемой работы не

аппарата растворения методом ЖСС.

упоминают о сложностях, связанных с мешающим

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

425

влиянием изотопов рутения на результаты опреде-

подачи озона 2.5 × 10^-2 г·ч^-1. В качестве аппара-

ления удельной активности ¹⁴С. Основным изото-

та растворения использовали колбу Эрленмейера,

пом рутения в ОЯТ, мешающим определению ¹⁴С

снабженную дефлегматором и герметично соеди-

по предложенной авторами схеме, является ¹⁰⁶Ru

ненную с поглотителями Петри. Первый поглоти-

с периодом полураспада 373.6 сут. [191] Вероятно,

тель Петри содержал раствор азотной кислоты и

время выдержки образцов топлива до проведения

предназначался для улавливания выделяющихся

исследований было значительным, поэтому авто-

при растворении изотопов рутения для исключе-

ры не столкнулись с необходимостью локализации

ния их влияния на определение ¹⁴С. Для локали-

¹⁰⁶Ru до щелочных ловушек.

зации ¹⁴СО₂ использовали два поглотителя Петри,

Аналогичный прием применен авторами работы

содержащих раствор NaOH. Удельную активность

[192] при определении удельной активности ¹⁴C в

¹⁴С определяли методом ЖСС. Полученные в ра-

образцах отработавшего уран-плутониевого ни-

боте [192] величины удельной активности ¹⁴С в

тридного топлива. В предварительной серии экспе-

СНУП ОЯТ с выгоранием 5.57 и 6.84% т.а., равные

риментов исследована полнота окисления графита

(1.2 ± 0.2)× 10⁷ и (1.5 ± 0.2)× 10⁷ Бк/г соответствен-

и ацетата натрия. Показано, что в 8 M HNO₃ при

но, согласуются с расчетными данными, представ-

температуре 100-105°С и продувке раствора озо-

ленными в работе [194]. Это свидетельствует о

но-воздушной смесью в течение 7 ч происходит ко-

правильности предложенной процедуры раство-

личественное окисление 0.0111 г графита и 0.0189 г

рения ОЯТ, эффективности схем окисления ¹⁴С и

ацетата натрия до углекислого газа. Количество

локализации ¹⁴СО₂.

окисленного углерода превышает его теоретиче-

В работе [197] представлены результаты иссле-

ское содержание в образце ОЯТ, передаваемом для

дований по определению удельной активности ¹⁴С в

проведения радиохимического анализа. По данным

оксидном топливе реакторов типа PWR и BWR. Об-

работы [193], содержание углерода в изготовленных

разец топлива после взвешивания помещали в реак-

образцах уран-плутониевого нитридного топлива

ционный сосуд, добавляли 7 М HNO₃, нагревали до

составляет от 0.05 до 0.12%. В работе [193, c. 141]

кипения. Для улавливания ¹⁴CO₂ использовали две

указано, что содержание примесей углерода в ше-

группы щелочных ловушек. Первую устанавливали

сти партиях уран-плутониевого нитридного топли-

непосредственно за аппаратом растворения, вторую

ва, изготовленных различными организациями, на-

размещали после ячейки с оксидом меди, нагретой

ходится в диапазоне от 0.01 до 0.095%. Отмечается,

до температуры 750°C, где проходило дополнитель-

что начальное содержание углерода, находящегося

ное окисление отходящих углеродсодержащих га-

в таблетке уран-плутониевого нитридного топлива

зов до ¹⁴CO₂.

в виде примеси, не должно превышать 0.15% [194],

поскольку возрастание массовой доли углерода

Еще одним способ конверсии различных форм

приводит к увеличению распухания нитридного

углерода в СО₂ при проведении радиохимических

топлива при облучении [195]. Расчетное содержа-

исследований является предварительная термиче-

ние ¹⁴С в СНУП ОЯТ реактора БРЕСТ составляет

ская обработка анализируемого образца.

1.14 × 10^-4 г/г исходного урана и плутония [196].

В исследовании [198] описан способ определе-

При массе анализируемого образца ОЯТ, равной

ния содержания ¹⁴С в урановом оксидном топливе

2 г, и массовой доли углерода в исходном СНУП то-

с выгоранием 23.7 МВт·сут/(кг U), отработавшем

пливе 0.15% содержание углерода составит 0.003 г.

в реакторе типа PWR. Образец топлива помещали

Обоснованные в серии модельных экспери-

в вакуумную печь, выдерживали в течение 3 ч при

ментов режимы растворения применены авторами

1000-1500°С. Отходящий газ, содержащий тритий

для растворения СНУП ОЯТ с выгоранием 5.57 и

и ¹⁴С, пропускали через печь, содержащую CuO,

6.84% т.а. [192]. Растворение фрагментов твэлов

при температуре 600°С. На выходе устанавливали

с облученным СНУП топливом массой 3.3285 и

ловушки с водой для улавливания трития в виде

4.6823 г проводили в 8 M HNO₃ при нагревании до

тритированной воды и со щелочным раствором для

95°С и продувке раствора озон-воздушной смесью

улавливания ¹⁴C в виде ¹⁴CO₂. Показано, что ис-

со скоростью 1.2 л·ч^-1, что соответствует скорости

пользование описанной процедуры позволяет вы-

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

426

МОМОТОВ и др.

делить из топлива и задержать в водных ловушках

алмазной фрезой на три фрагмента. Один фрагмент

более 99% трития и около 55% ¹⁴C.

помещали в печь, последовательно соединенную с

барботером, заполненным водой для улавливания

В работе [199] исследованы термическое ох-

трития, выделяющегося в виде HTO, далее следо-

рупчивание циркониевой оболочки и окисление

вала колонна с CuO, подогреваемая до темпера-

оксидного ОЯТ с выгоранием 60 МВт·сут/(кг U) и

выдержкой около 2 лет на установке «Мини-хруст».

туры 700°С для окисления трития, выделяемого в

В установку загружали фрагменты твэлов общей

виде HT до HTO, после колонны окисления трития

размещали еще один барботер с водой. Завершал

массой ~400 г по UO₂. Вскрытие оболочки прово-

дили при температуре 1000-1100°C в среде азота.

каскад поглотителей барботер, заполненный рас-

Затем топливную композицию окисляли в среде

твором NaOH для улавливания нуклида ¹²⁹I. Печь

50 об% O₂-50 об% N₂ при температуре 500-550°С.

нагревали до температуры 1000°С и выдерживали

Отходящий газ очищали от летучих продуктов де-

в таком режиме в течение 4 ч. В качестве газа-но-

ления на аэрозольном фильтре. Углерод улавливали

сителя использовали He. В растворах барботеров

в четырех абсорберах-поглотителях, заполненных

определяли удельную активность трития методом

раствором 2 М NaOH. После газотермических опе-

ЖСС. Второй фрагмент оболочки твэла растворя-

раций ОЯТ растворяли в 6 М HNO₃. Содержание

ли в смеси концентрированных азотной и соляной

¹⁴C определяли радиометрически с использованием

кислот при нагревании, в полученных растворах

внутренних стандартов. Удельная активность ¹⁴С

определяли удельную активность продуктов деле-

составила 1.13 × 10⁴ Бк/г UO₂.

ния, активации и концентрацию компонентов спла-

ва. Третью часть оболочки подвергали растворению

Схожие методические приемы применяются при

с внутренней поверхности. Для этого внешнюю и

определении удельной активности ¹⁴С в облучен-

боковые поверхности фрагментов оболочки твэла

ном графите. В работах [200, 201] образцы облучен-

покрывали эпоксидной смолой, оставляя открытой

ного графита уран-графитового ядерного реактора

для растворителя только внутреннюю поверхность.

сжигали в расплаве с двухкомпонентным окислите-

При растворении периодически отбирали пробы, в

лем, представляющим собой смесь CuO и V₂O₅, что

которых определяли удельную активность продук-

позволило иметь низкую температуру плавления -

тов деления и активации. Толщину снятой внутрен-

до 660°C. После завершения процесса окисления

ней поверхности оболочки оценивали по содержа-

устройство, в котором проходил процесс, вакууми-

нию циркония в полученном растворе. Установ-

ровали, газовую фазу пропускали через ловушки,

лено, что глубина проникновения 98% продуктов

содержащие раствор NaOH. Содержание ¹⁴C в ще-

деления в материал оболочки твэла не превышает

лочном растворе определяли методом ЖСС. Уста-

10 мкм, продукты активации, например, ⁶⁰Со, рав-

новлено, что в указанных условиях возможно ко-

номерно распределены во всем объеме оболочки на

личественное окисление и улавливание ¹⁴С в виде

основе сплава циркалой-4.

¹⁴СО₂ щелочными ловушками. По результатам из-

мерений 10 образцов графита из центральной клад-

В работе [204] описана методика определения

ки реактора АВ-2, облучавшихся в течение 30 лет,

трития, апробированная на образцах смешанного

установлено, что средняя удельная активность ¹⁴С в

нитридного уран-плутониевого топлива, отработав-

них составляет 3.7 × 10⁵ Бк/г.

ших в реакторах БОР-60 и БН-600. Растворение об-

разцов топлива проводили в 8 М HNO₃при нагрева-

Термическое разложение лежит в основе про-

нии до 95-100°С в течение 7 ч в колбе, снабженной

цедуры, предложенной авторами работы [202] для

дефлегматором.

определения удельной активности трития в оболоч-

ке твэла, отработавшего в реакторе типа PWR. На

После завершения растворения ОЯТ проводили

первом этапе анализа фрагменты твэла с урановым

дистилляцию части раствора для отделения трития

оксидным топливом длиной от 3 до 5 мм растворя-

от остальных компонентов. Удельную активность

ли в 4 M HNO₃. После растворения ОЯТ оболочки

трития в полученном конденсате определяли мето-

твэла, изготовленные из сплава циркалой-4 [203],

дом ЖСС с использованием предварительно уста-

промывали азотной кислотой для удаления остаточ-

новленного коэффициента пропорциональности,

ного содержания ядерного материала и разрезали

учитывающего долю трития, перешедшего из рас-

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

427

твора в конденсат. Отмечается, что при определе-

механически отделенного от оболочки твэла дли-

нии удельной активности трития в образцах ОЯТ

ной около 2 см, помещают в ступку моторизованной

с выдержкой на момент анализа 8 лет предложен-

машины для растирания порошков. Туда же вносят

ная процедура позволяет получить достаточную

100 мл боратного буферного раствора, содержаще-

степень очистки конденсата от остальных компо-

го 0.02 г/л KI. Ступку герметично закрывают крыш-

нентов ОЯТ и без помех идентифицировать три-

кой, снабженной встроенным пестиком, и растира-

тий методом ЖСС. Применение дистилляции при

ют образец в течение 4 ч. В серии предварительных

исследовании образцов ОЯТ с выдержкой менее

экспериментов авторами показано, что сухое расти-

3 лет приводит к переходу в конденсат значительно-

рание порошков ОЯТ в моторизованной ступке в

го количества изотопа ¹⁰⁶Ru. Энергия β-излучения

течение 3 ч приводит к тому, что более 90% всего

¹⁰⁶Ru (Е_βср = 10.1 кэВ, Е_βмах = 39.4 кэВ) находится в

порошка имеет размер от 5 до 20 мкм. Авторы дела-

одном диапазоне с энергией β-излучения трития и

ют заключение о том, что при таком фракционном

мешает его определению. В этом случае требуется

составе будут обнажены границы всех зерен ОЯТ,

дополнительная процедура разделения ¹⁰⁶Ru и ³Н,

что позволит иоду перейти в боратный буферный

основанная на нагреве раствора конденсата, содер-

раствор. После завершения процедуры растирания/

жащего тритий и ¹⁰⁶Ru, с окислителем, в качестве

выщелачивания проводили фильтрование раствора.

которого выбран AgO. В результате рутений окис-

В фильтрат вносили молибдофосфат аммония для

ляется до легколетучего RuO₄ и отгоняется из рас-

осаждения Cs с целью снижения дозовой нагрузки

твора. Предложенная процедура позволяет снизить

на персонал при проведении дальнейших опера-

удельную активность ¹⁰⁶Ru в конденсате с 10⁷ Бк/мл

ций. Осадок отделяли фильтрованием. В получен-

до единиц беккерелей.

ный фильтрат вносили раствор нитрата серебра

для осаждения иода в виде иодида серебра и вновь

Согласно предварительным расчетам, выпол-

проводили фильтрование через фильтр с размером

ненным с использованием программы SCALE,

пор 0.2 мкм. Образовавшийся осадок растворяли,

удельная активность ¹²⁹I в СНУП ОЯТ БН-600

в полученном растворе измеряли активность иода

с выгоранием 70 МВт·сут/(кг U+Pu) и выдерж-

методом ЖСС.

кой после облучения 2 года должна составлять

2.93 × 10³ Бк/г, остальные изотопы иода либо от-

В работе [206] для выделения нуклидов иода из

облученного UO₂(NO₃)₂ с обогащением по ²³⁵U, рав-

сутствуют, либо содержатся в крайне незначитель-

ным 93.3%, применено растворение в азотной кис-

ных количествах, например, содержание ¹³¹I со-

лоте с добавлением перманганата калия. При этом

ставляет 6.5 × 10^-11 Бк/т [194].

происходит окисление иодид-ионов до иодат-ионов.

По данным работы [205] содержание ¹²⁹I в ОЯТ

Далее проводят восстановление иодат-ионов до мо-

ВВЭР-440, поступающем на переработку, составит

лекулярного иода гидроксиламином. Из полученно-

0.23 кг/т, что соответствует удельной активности

го раствора молекулярный иод экстрагируют четы-

1.5 × 10³ Бк/г.

реххлористым углеродом или диэтиловым эфиром.

При массе ОЯТ, взятого для проведения радио-

После отделения органической фазы проводят ре-

химического анализа, равной 2 г, и объеме раство-

экстракцию иода из СCl₄ путем встряхивания с во-

ра, полученного при растворении анализируемого

дным раствором, содержащим пиросульфит натрия

образца, равном 200 мл, удельная активность ¹²⁹I

и гидроксид аммония. Из полученного раствора иод

составит для СНУП топлива 29.3 Бк/мл, для топли-

осаждают раствором AgNO₃. Информацию о темпе-

ва ВВЭР-440 - 15 Бк/мл. Определение содержания

ратурных режимах растворения, времени экстрак-

йода-129 в растворе на фоне других компонентов

ции и реэкстракции, концентрациях используемых

ОЯТ затруднительно. Для определения удельной

реагентов авторы работы не приводят. В качестве

активности ¹²⁹I необходима процедура его селек-

ловушек для локализации газообразных соедине-

тивного выделения и локализации.

ний иода можно использовать азотнокислый рас-

Авторами работы [187] предложена схема опре-

твор нитрата ртути, как это предложено в процессе

деления удельной активности ¹²⁹I в урановом ок-

Mercurex [207-209], растворы концентрированной

сидном топливе. Навеску отработавшего топлива,

азотной кислоты, как в процессе Iodox [208-210],

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

428

МОМОТОВ и др.

или щелочи [114]. Ловушки, заполненные тверды-

вносят раствор серной кислоты, содержащий не-

ми носителями, цеолитами, оксидом алюминия, им-

сколько капель 30% Н₂О₂, таким образом, чтобы

прегнированного нитратом серебра, силикагелями

конечная концентрация H₂SO₄ составляла 20%. По-

сложнее адаптировать для целей радиохимического

лученный раствор нагревают до кипения и выдер-

анализа, поскольку в этом случае требуется преду-

живают данный режим в течение 3.5 ч. По заверше-

смотреть отдельную процедуру растворения мате-

нии растворения радионуклиды иода обнаружены

риала ловушки.

во всех четырех ловушках: в первой 22.2, во второй

1.5, в третьей 68 и в четвертой 5.6% от их исходно-

В исследовании [211] обоснована процедура

го содержания. Общий выход радионуклидов иода

селективного выделения нуклидов иода и руте-

в выбранном режиме составил 97.3%. Содержание

ния из облученных урановых мишеней. Мишени

представляли собой навески триоксида урана при-

других γ-излучателей во всех четырех ловушках

было ниже предела обнаружения γ-спектрометри-

родного обогащения массой около 0.1 г, заключен-

ческого метода анализа. Наличие радионуклидов

ные в алюминиевую фольгу. Облучение мишеней

иода на угольном фильтре также не зафиксировано.

проводили в исследовательском реакторе в тече-

ние 4 ч при потоке тепловых нейтронов, равном

Потери радионуклидов иода на уровне 2.7% авторы

работы связывают с его конденсацией на внутрен-

1 × 10¹⁴ н·см^-2·с^-1. Мишени охлаждали в течение

них стенках аппарата растворения.

10 сут, а затем растворяли. Процедура растворения

состояла из трех этапов.

После селективного извлечения иода колбу ап-

парата растворения соединяют с двумя ловушка-

На первом этапе облученную мишень помеща-

ли в колбу, снабженную входным отверстием для

ми, содержащими раствор 0.1 M NaOH. К раство-

ру, оставшемуся после второго этапа, добавляют

подачи воздуха. Выходное отверстие колбы после-

концентрированную серную кислоту, содержащую

довательно соединено со щелочной ловушкой, со-

перманганат калия, таким образом, чтобы конеч-

держащей 15 мл раствора 3 M NaOH с фильтром,

охлаждаемым жидким азотом и содержащим уголь,

ная концентрация H₂SO₄ составляла 40%. Раствор

кипятят в течение 40 мин, при этом происходит

импрегнированный нитратом серебра. В верхней

дистилляция радионуклидов рутения в виде RuO₄.

части колбы на шлифе размещена делительная во-

Авторы отмечают, что выбранный режим дистилля-

ронка с растворителем, в качестве которого исполь-

ции позволяет количественно извлечь радионукли-

зовали раствор 2 M NaOH. После герметичного

ды рутения из раствора, полученного после отгонки

соединения всех элементов аппарата растворения в

иода. Содержание нуклидов рутения в первой ще-

колбу с облученной урановой мишенью при помо-

лочной ловушке составляет 65, во второй - 35% от

щи делительной воронки добавляли 10 мл раствора

его содержания в растворе, полученном после от-

щелочи. Растворение проводили в течение 12 ч при

нагревании. На данной стадии происходит раство-

гонки иода. Вместе с тем, суммарное содержание

нуклидов рутения в щелочных ловушках составля-

рение алюминиевой оболочки, переход в раствор

ет 65% от их исходного содержания в облученном

нуклидов иода и рутения. Авторы отмечают, что

образце. Потери рутения обусловлены неполным

переход иода в щелочной раствор является практи-

чески количественным, а рутений распределяется

его растворением на первой стадии и распределе-

нием рутения по стенкам аппарата растворения.

между нерастворенной частью и растворителем и

оседает на стенках аппарата растворения.

Авторы статьи приводят достаточно подробные

схемы аппаратов и режимы, примененные ими на

На втором этапе раствор отделяют от осадка

каждой стадии растворения.

центрифугированием, переносят в новую колбу

аппарата растворения. Колбу последовательно сое-

Продолжением исследований, представленных

диняют с четырьмя ловушками, из которых первые

в работе [211], является алгоритм селективного из-

две содержат раствор 3 М H₂SO₄, третья и четвер-

влечения нуклидов I, Ru и Cs из облученных ура-

тая заполнены раствором 0.1 М NaOH, содержа-

новых мишеней, приведенный в статье [212]. Ура-

щим 0.01% Na₂S₂О₃. За системой ловушек, как и на

новая мишень представляла собой триоксид урана

первом этапе растворения, размещен охлаждаемый

массой 0.025 г природного обогащения, заверну-

угольный фильтр. В колбу аппарата растворения

тый в алюминиевую фольгу. Облучение мишени

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

429

проводили в потоке тепловых нейтронов, равном

Отработавшее ядерное топливо является неодно-

1 × 10¹⁴ н·см^-2·с^-1, в течение 4 ч.

родным вследствие разной величины выгорания по

длине твэла, перераспределения продуктов деления

Режимы, условия и схема аппарата растворения,

примененные авторами на первой стадии раство-

за счет градиента температур как в аксиальном, так

рения, аналогичны представленным в работе [211].

и в радиальном направлениях. Для получения пред-

ставительной пробы в случае передачи фрагмента

После завершения щелочного растворения в колбу

c исследуемым образцом вносили азотную кисло-

твэла точно фиксируются координаты подготовлен-

ту с добавкой нескольких капель 30% H₂O₂ таким

ного для проведения исследований образца. В слу-

образом, чтобы конечная концентрация HNO₃со-

чае предварительного отделения ОЯТ от оболочки

ставляла 20%. Раствор нагревали до кипения и вы-

твэла возникает необходимость гомогенизации про-

держивали указанный режим 4 ч. На данной стадии

бы. В противном случае существует вероятность

происходит выделение иода, который улавливали,

того, что отобранная навеска порошка ОЯТ будет

как и в работе [211] четырьмя ловушками: две с рас-

непредставительной. В образцах ОЯТ с высоким

твором 3 М H₂SO₄ и две с раствором 0.1 М NaOH,

выгоранием происходит взаимодействие топлива

содержащим 0.01% Na₂S₂О₃.

с оболочкой и механическое отделение топлива от

оболочки затруднено. Для предварительного отде-

После завершения дистилляции иода к получен-

ления топлива от оболочки возможно применение

ному раствору добавляли азотную кислоту, содер-

объемного окисления (волоксидации).

жащую перманганат калия, таким образом, чтобы

конечная концентрация азотной кислоты в аппарате

Представленные способы растворения отрабо-

растворения составила 40%. Раствор нагревали и

тавшего ядерного топлива и нерастворенного остат-

выдерживали при температуре кипения в течение

ка можно разбить на 5 групп: растворение в мине-

2.5 ч. При этом происходит дистилляция нуклидов

ральных кислотах и их смесях при атмосферном

рутения в виде RuO₄ с последующим его улавли-

давлении, растворение в минеральных кислотах и

ванием двумя ловушками, содержащими раствор

их смесях при повышенном давлении, растворение

0.1 М NaOH. После отделения нуклидов рутения к

с применением газов, электрохимическое раство-

полученному раствору добавляют NaOH до дости-

рение, сплавление с окислителем с последующим

жения pH 9.5 для получения осадков Al(OH)₃, MnO₂

растворением плава.

и Na₂U₂O₇, при этом в растворе остаются главным

Наиболее распространенным вариантом перево-

образом нуклиды цезия.

да в раствор отработавшего уранового оксидного

Применение предложенной процедуры раство-

топлива при проведении радиохимического и эле-

рения и улавливания летучих компонентов облу-

ментного анализов является растворение в азотной

ченной урановой мишени позволяет количественно

кислоте при нагревании.

извлекать нуклиды I, 91.8% Ru и 69.7% Cs.

При исследовании уран-плутониевых топлив-

В работе [213] для выделения рутения из высоко-

ных композиций, уранового топлива с большой

активных отходов предложено проводить его окис-

величиной выгорания или дисперсного уран-цир-

ление до RuO₄ смесью концентрированной азотной

кониевого топлива растворение проводят в смеси

кислоты, содержащей иодную кислоту H₅IO₆, без

азотной и плавиковой кислот. Это способствует

нагревания, после чего экстрагировать RuO₄ четы-

увеличению полноты растворения и сокращению

реххлористым углеродом. Выход Ru по предложен-

времени перевод в раствор ОЯТ.

ному способу составляет около 80%.

Основным недостатком применения фтороводо-

родной кислоты является возможность образования

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

кремниевой кислоты и нерастворимых силикатов

при использовании стеклянных или кварцевых ап-

Для проведения радиохимического и элемент-

паратов растворения. Кроме того, внесение фторо-

ного анализов ОЯТ в аналитическую лабораторию

водородной кислоты может привести к значитель-

передается фрагмент твэла или предварительно от-

ному или полному растворению оболочки твэла в

деленный от оболочки порошок ОЯТ.

зависимости от условий проведения процесса. Это

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

430

МОМОТОВ и др.

сделает невозможным экспериментальное опре-

Основными компонентами нерастворенного

деление массы ОЯТ, взятой для проведения иссле-

остатка являются Ru, Rh, Pd, Mo, Tc, которые на-

дований, которую рассчитывают по разности масс

ходятся в металлической форме, образуют интерме-

фрагмента твэла с ОЯТ и оболочки твэла после

таллиды, оксиды и другие соединения.

завершения растворения. Для минимизации нега-

Основные приемы растворения нерастворен-

тивных последствий внесение плавиковой кислоты

ного остатка ОЯТ идентичны для большинства

проводят в минимально необходимых количествах.

отработавших топливных композиций и схожи с

Применяют аппараты растворения, изготовленные

приемами, применимыми исследователями на ста-

из тефлона или других материалов, не взаимодей-

дии основного растворения ОЯТ. Это обусловлено

ствующих с фтороводородной кислотой. В некото-

идентичностью качественного и количественного

рых случаях вместо фтороводородной кислоты в

составов нерастворенных остатков ОЯТ, образую-

азотную кислоту вносят фториды щелочных метал-

щихся при растворении различных топливных ком-

лов или аммония. Практикуют двухстадийную схе-

позиций в азотной кислоте.

му растворения. На первой стадии фрагмент твэла с

Растворение нерастворенного остатка проводят

ОЯТ растворяют в азотной кислоте при нагревании,

в смесях азотной, плавиковой и соляной кислот

при этом в раствор переходит основная масса ОЯТ,

при нагревании, применяют продувку раствора

а оболочка твэла практически не растворяется. На

озоно-воздушной смесью. Практикуются методы

второй стадии оболочку твэла c нерастворенным

сплавления со смесью нитратов и гидроксидов ще-

остатком отделяют от раствора и продолжают рас-

лочных металлов, электрохимическое растворение,

творение в смеси азотной и плавиковой кислот.

например, с применением электрогенерируемых

Для количественного растворения топливной

ионов Ag²⁺. Перспективным направлением для

композиции без образования нерастворенного

перевода в раствор нерастворенного остатка ОЯТ

остатка применяют смесь азотной и соляной кис-

является использование систем микроволнового

лот, проводят продувку объема аппарата растворе-

разложения. Такие системы позволяют проводить

ния озонированным кислородом. Такой способ рас-

растворение топливной композиции в герметич-

творения целесообразно применять для топливных

но закрытых сосудах при повышенном давлении,

композиций, содержащих значительное количество

и, как следствие, температура растворителя может

плутония, имеющих большую величину выгорания.

существенно превышать температуру его кипения

Соляная кислота обладает повышенной коррозион-

при атмосферном давлении.

ной активностью к элементам защитного оборудо-

вания, изготовленным из нержавеющей стали, что

Для локализации летучих соединений раство-

накладывает дополнительные ограничения для ее

рение ОЯТ проводят в колбах, снабженных деф-

применения при растворении ОЯТ.

легматором или обратным холодильником, герме-

тично соединенными с системой ловушек. Чаще

Перспективным направлением являются методы

всего это щелочные ловушки для улавливания ¹⁴С

электрохимического растворения ОЯТ. Основной

в виде углекислого газа, нуклидов иода, водные

сложностью применения данных методов при рас-

творении ОЯТ в аналитических целях является вне-

или кислотные ловушки для локализации нуклидов

рутения и трития. Ловушки, заполненные тверды-

сение в раствор дополнительных элементов - меди-

аторов, способствующих окислению компонентов

ми компонентами, цеолитами, нитратом серебра на

ОЯТ. Наиболее распространенными медиаторами

инертном носителе, силикагелями для аналитиче-

являются электрогенерируемые ионы Се(IV) и

ских целей подходят в меньшей степени, поскольку

Ag(II). Внесение медиаторов осложняет дальней-

в этом случае требуется предусмотреть отдельную

шую процедуру разделения компонентов ОЯТ для

процедуру растворения материала ловушки.

их последующего количественного определения.

Растворение образцов ОЯТ для аналитических

С ростом величины выгорания и массовой доли

целей в условиях радиационно-защитной камеры

Pu в образцах ОЯТ скорость его растворения умень-

может внести существенный вклад в суммарную

шается, при этом наблюдается увеличение массы

погрешность результатов анализа [214]. Основны-

нерастворенного остатка и массовой доли Pu в нем.

ми источниками суммарной погрешности на стадии

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

431

растворения могут быть неконтролируемые потери

Гулевич А.В., Елисеев В.А., Клинов Д.А., Коробейнико-

материала или раствора при осуществлении опера-

ва Л.В., Крячко М.В., Першуков В.А., Троянов В.М. //

Атом. энергия. 2020. Т. 128, № 2. С. 82-87.

ций с использованием манипуляторов, частичное

растворение оболочки твэла, негерметичность ап-

Адамов Е.О., Алексахин Р.М., Большов Л.А., Де-

дуль А.В., Орлов В.В., Першуков В.А., Рачков В.И.,

паратов растворения или ловушек при анализе ле-

Толстоухов Д.А., Троянов В.М. // Изв. РАН. Энерге-

тучих продуктов деления, погрешности, связанные

тика. 2015. № 1. С. 5-13.

с определением объемов и масс растворов при раз-

10. Шадрин А.Ю., Двоеглазов К.Н., Иванов В.Б.,

бавлении.

Волк В.И., Шаталов В.В. // Вопр. атом. науки и тех-

Оценка суммарной погрешности на стадии рас-

ники. Сер.: Материаловедение и новые материалы.

творения ОЯТ осложнена тем, что в данном слу-

2014. № 1 (76). С. 69-80.

чае невозможно применение классического метода

11. Шадрин А.Ю., Кащеев В.А., Двоеглазов К.Н., Мас-

проверки с использованием эталонного образца.

ленников А.Г., Мочалов Ю.С., Жеребцов А.А., Жда-

Погрешность, как правило, определяется экспертом

нова О.В., Волк В.И., Устинов О.А., Дмитриев С.А. //

аналитической лаборатории на основании погреш-

Вопр. атом. науки и техники. Сер.: Материаловеде-

ностей применяемых средств измерения, собствен-

ние и новые материалы. 2016. № 4 (87). С. 48-60.

ного опыта и знаний.

12. Иванов В.К., Адамов Е.О., Спирин Е.В., Солома-

тин В.М., Чекин С.Ю., Меняйло А.Н. // Радиация и

риск (Бюл. Нац. радиационно-эпидемиологического

КОНФЛИКТ ИНТЕРЕСОВ

регистра). 2020. Т. 29, № 1. С. 5-17.

13. Двоеглазов К.Н., Завалина О.А., Павлюкевич Е.Ю.,

Авторы заявляют об отсутствии конфликта ин-

Зверев Д.В., Алексеенко В.Н. // Хим. технология.

тересов.

2020. Т. 21, № 6. С. 275-281.

14. Белова К.Ю., Куликова С.А., Винокуров С.Е., Тюпи-

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

на Е.А. // Успехи в химии и хим. технологии. 2019.

Т. 33. № 1 (211). С. 36-37.

Пономарев Л.И., Федоров Ю.С., Мирославов А.Е.,

Дегтярев А.М. // Атом. энергия. 2016. Т. 121, № 1.

15. Лизин А.А., Томилин С.В., Погляд С.С., Прыжев-

С. 51-54.

ская Е.А., Юдинцев С.В., Стефановский С.В. // Вопр.

атом. науки и техники. Сер.: Материаловедение и но-

Пономарев Л.И., Белоногов М.Н., Волков И.А., Си-

вые материалы. 2018. № 3 (94). С. 57-72.

моненко В.А., Шереметьева У.Ф. // Атом. энергия.

2019. Т. 126, № 3. С. 123-131.

16. Рыков Н.С., Бежунов Г.М., Горбачев В.М. // Изв. ву-

зов. Ядерная энергетика. 2018. № 4. С. 102-114.

Игнатьев В.В., Фейнберг О.С., Смирнов В.П., Ва-

нюкова Г.В., Лопаткин А.В. // Атом. энергия. 2019.

17. Боздырев А.В., Задорожный А.В., Озрин В.Д., Тара-

сов В.И., Долинский И.О., Чернов С.Ю. // Атом. энер-

Т. 126, № 3. С. 137-143.

гия. 2019. Т. 127, №. 6. С. 322-327.

Белоногов М.Н., Волков И.А., Модестов Д.Г., Ры-

18. Крячко М.В., Хохлов Г.Н., Цикунов А.Г. // Вопр. атом.

кованов Г.Н., Симоненко В.А., Хмельницкий Д.В. //

науки и техники. Сер.: Ядерно-реакторные констан-

Атом. энергия. 2020. Т. 128, № 3. С. 135-141.

ты. 2017. № 3. С. 65-79.

Грачев А.Ф., Жеребцов А.А., Забудько Л.М., Хо-

19. Забродская С.В., Хомяков Ю.С., Цибуля А.А. // Вопр.

мяков Ю.С., Шадрин А.Ю., Глушенков А.Е., Ску-

атом. науки и техники. Сер.: Ядерные константы,

пов М.В. // Вопр. атом. науки и техники. Сер.: Ма-

2001. № 1. С. 88-93.

териаловедение и новые материалы. 2017. № 4 (91).

С. 140-150.

20. Родионова О.Е. // Рос. хим. журн. 2006. Т. 50, № 2.

С. 128-144.

Коробейников В.В., Колесов В.В., Каражелев-

ская Ю.Е., Терехова А.М. // Изв. вузов. Ядерная энер-

21. Родионова О.Е., Померанцев А.Л. // Успехи химии.

гетика. 2019. № 2. С. 153-163.

2006. Т. 75, № 4. С. 302-321.

Коробейников В.В., Колесов В.В., Терехова А.М.,

22. Вершинин В.И. // ЖАХ. 2011. Т. 66, № 11. С. 1124-

1134.

Каражелевская Ю.Е. // Вопр. атом. науки и техни-

ки. Сер.: Ядерно-реакторные константы. 2020. № 1.

23. Олейник С.Г., Максимов М.В., Маслов О.В. // Атом.

С. 59-68.

энергия. 2002. Т. 92, № 4. С. 268--272.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

432

МОМОТОВ и др.

24. Олейник С.Г., Маслов О.В, Сергеев С.В., Макси-

40. Роджерс Д. Справочник по методам измерения ядер-

мов М.В. // Ядерные измерительно-информацион-

ных материалов. М.: Бином, 2009. 712 с.

ные технологии. 2004. № 3 (11). С. 72-79.

41. Сапрыгин А.В., Елистратов О.В., Калашников В.А.,

25. Пыткин Ю.Н., Андрушечко С.А., Васильев Б.Ю., Го-

Кулик И.С., Родичев И.А. // Масс-спектрометрия.

лощапов С.Н. // Тр. Рос. Междунар. конф. по учету,

2011. Т. 8, № 1. С. 20-26.

контролю и физической защите ядерных материа-

42. Степанов А.В., Никитина С.А., Карасев В.Т. //

лов. Обнинск, 9-14 марта 1997 г. С. 637-645.

Радиохимия. 2002. Т. 44, № 2. С. 165-169.

26. Matsuura S. // J. Nucl. Sci. Technol. 1975. Vol. 12, N 1.

43. Никитина С.А., Гоголева Т.Д., Воронин С.Н.

Р. 24-34.

Радиохимия. 2012. Т. 54, № 5. C. 385-395.

27. Александров K.A., Дворецкий В.Т., Лядов Г.Д., Смир-

44. Чубинский-Надеждин И.В., Куликов Ю.В., Каме-

нов В.П., Четвериков А.П. Методики и оборудование

нев А.Г., Макарова Т.П., Степанов А.В. // Науч. при-

для определения выгорания топлива в водоохлажда-

боростроение. 2003. Т. 13, № 1. C. 24-31.

емых реакторах: Докл. на совещании МАГАТЭ. Кар-

лсруэ, ФРГ, 13-16 июня 1988 г.

45. Баринов В.М., Чистяков В.М., Тимофеев Г.А. //

28. Кожин А.Ф., Бушуев А.В., Зубарев В.Н., Алеева Т.Б. //

Радиохимия. 1983. Т. 25, № 6. С. 784-789.

Атом. энергия. 2017. Т. 122, № 3. С. 178-180.

46. Чухланцева Е.В., Усолкин А.Н., Коваленко О.В., Неу-

29. Алеева Т.Б., Кожин А.Ф., Бушуев А.В., Зубарев В.Н.,

дачина Л.К., Баулин В.Е., Цивадзе А.Ю. // Аналитика

Халитов Р.Р., Тарасов Б.А., Глушенков А.Е., Липа-

и контроль. 2013. Т. 17, № 3. C. 314-321.

тов А.П., Давыдов А.В., Соломатин И.Д. // Атом.

47. Момотов В.Н., Ерин Е.А. // Радиохимия. 2017. Т. 59,

энергия. 2018. Т. 125, № 2. С. 96-99.

№ 1. С. 3-25.

30. Кутний Д.В., Телегин Ю.Н., Одейчук Н.П., Михай-

48. Анохин Ю.П., Пушкарский Н.И., Певцов В.В.

лов В.А., Товканец В.Е. // Вопр. атом. науки и тех-

А.c. SU 1322826 A1, 20.07.2005. Заявка № 3921000/25

ники. Сер.: Физика радиационных повреждений и

от 02.07.1985.

радиационное материаловедение. 2009. № 4-2 (94).

49. Osaka M., Koyama S., Mitsugashira T. // J. Nucl.

С. 256-262.

Radiochem. Sci. 2003. Vol. 4, N 1. P. 9-13.

31. Бушуев A.B., Кожин А.Ф., Павлов A.M. // Ядерная

50. Kasar U.M., Joshi A.R., Patil S.K. // J. Radioanal. Nucl.

физика и инжиниринг. 2011. Т. 2, № 2. С. 115-120.

Chem. 1991. Vol. 2. P. 369-376.

32. Gunnink R. MGA: A Gamma-Ray Spectrum Analysis

Code for Determining Plutonium Isotopic Abundances.

51. Ананьев А.В., Болтоева М.Ю., Тюменцев М.С., Тана-

Univ. of California-Lawrence Livermore National

наев И.Г. // Радиохимия. 2012. Т. 54. Вып. 6. С. 505-

Laboratory, UCRL-LR-103220, 1990. 8 p.

510.

33. Бобров Д.А., Ермакова А.В., Кислый В.А. // Сб. тр.

52. Рагимов Т.К., Яблочкин А.В., Тимошин В.И., Пе-

НИИАР. Димитровград: НИИАР,

2003. Вып.

тров А.М. // Радиохимия. 1986. T. 28, № 2. С. 276-

С. 51-58.

278.

34. Целищев И.В., Гаврилов В.Д. // Сб. тр. НИИАР. Ди-

53. Момотов В.Н., Ерин Е.А., Волков А.Ю. // Радиохимия.

митровград: НИИАР, 2001. Вып. 3. С. 39-46.

2019. Т. 61, № 4. С. 339-343.

35. Канашов Б.А., Смирнов В.П., Кадилин В.В., Ибраги-

54. Mirashi N.N., Shah P.M. // J. Radioanal. Nucl. Chem.

мов Р.Ф., Деденко Г.Л., Власик К.Ф., Руденко В.С.,

2008. Vol. 275, N 3. P. 479-482.

Глаговский Э.М., Лупарь Е.Э., Полетов Г.В., Лом-

55. Wolf S.F., Bowers D.L., Cunnane J.C. // J. Radioanal.

тев Е.А., Смирнов А.А., Хрунов В.С. // Изв. вузов.

Nucl. Chem. 2005. Vol. 263, N 3. P. 581-586.

Ядерная энергетика. 2018. № 2. С. 78-88.

56. Koyama Sh., Osaka M., Sekine T. // J. Nucl. Sci. Tehnol.

36. Di Fulvio A. // Nucl. Instrum. Meth. Phys. Res. 2017.

2003. Vol. 40, N 12. P. 998-1013.

Vol. 855. P. 92-101.

57. Jung S.K., Yong S.J., Soon D.P., Yeong-Keong H.A.,

37. Lakosi L., Nguyen C.T., Bagi J. // Nucl. Instrum. Meth.

Kyseok S. // Nucl. Eng. Technol. 2015. Vol. 47. P. 924-

Phys. Res. 2006. Vol. 247. P. 192-198.

933.

38. Lehmann E.H., Vontobel P., Hermann A. // Nucl.

Instrum. Meth. Phys. Res., Sect. A. 2003. Vol. 515, N 3.

58. Хамдеев М.И., Ерин Е.А. // Сб. тр. НИИАР. 2019.

P. 745-759.

Вып. 4. С. 8-13.

39. Федотов П.И. // Атом. энергия. 1999. Т. 86, № 5.

59. Sarkar S.R., Une K., Tominaga Y. // J. Radioanal. Nucl.

С. 343-348.

Chem. 1997. Vol. 220, N 2. P. 155-159.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

433

60. Федотов П.И. // Радиевый институт имени В.Г. Хло-

77. Скиба О.В., Кислый В.А., Савочкин Ю.П., Вави-

пина: к 75-летию со дня основания. 1997. C. 252-259.

лов С.К. Пироэлектрохимические процессы в то-

61. Мясоедов Б.Ф., Тимофеев Г.А., Лебедев И.А., Куля-

пливном цикле реакторов на быстрых нейтронах.

ко Ю.М. // Радиохимия. 1989. T. 31, № 4. C. 1-17.

Димитровград: НИИАР, 2012. С. 223.

62. Ache H.J. // Fresenius J. Anal. Chem. 1992. Vol. 343.

78. Volk V., Marchenko V., Dvoeglazov K. // Innovative Fuel

P. 852-862.

Cycle Systems and Technologies GLOBAL-2011: Book

of Abstracts, Advanced. Makuhari, Japan, 2011. Р. 405.

63. Trojanowicz M., Kołacinska K., Grate J.W. // Talanta.

2018. Vol. 183. P. 70-82.

79. Истомин В.Л., Фадеев П.Я., Рыжаков В.А., Кар-

64. Аnalytical methods in the nuclear fuel cycle. Vienna:

мацкий Г.С., Самохотов С.А., Глаголенко Ю.В., Гу-

сев А.Н., Горн В.Ф., Курдюков П.И., Скобцов А.С.,

IAEA, 1972. 602 p.

Тихонов Е.Г. Патент RU 2371791. Заявл. 30.11.2007.

65. Neeb K.H. The Radiochemistry of Nuclear Power Plants

Опубл. 27.10.2009.

with Light Water Reactors. New York: de Gruyter, 1997.

718 р.

80. Ермолин В.С., Шевцев П.П., Уфимцев В.П., Беспало-

ва В.Е. Пат. RU 2316387. Заявл. 04.04.2005. Опубл.

66. L’Annunziata M.F. Handbook of Radioactivity Analysis.

10.02.2008.

Amsterdam: Elsevier, 2012. 3rd Ed. 1379 p.

81. Винокуров С.Е., Куляко Ю.М., Маликов Д.А., Мясо-

67. Тадевосян Ю.А., Семенов М.А., Киселева Е.С. //

Стандартные образцы. 2017. Т. 13, № 2. C. 49-57.

едов Б.Ф., Перевалов С.А., Самсонов М. Д., Трофи-

мов Т.И. Пат. RU 2400846. Заявл. 02.07.2009. Опубл.

68. Землянухин В.И., Ильенко В.И., Кондратьев А.Н.,

27.09.2010.

Лазарев Л.Н., Царенко А.Ф., Царицына Л.Г. Радио-

химическая переработка ядерного топлива АЭС. М.:

82. Алексеенко В.Н., Бормов Ю.М., Дьяченко А.С.,

Энергоатомиздат, 1989. 280 с.

Падалкин П.А., Скурыдина Е.С., Тихомиров Д.В.,

Волк В.И. Пат. RU 2716150. Заявл. 30.04.2019. Опу-

69. Куляко Ю.М., Перевалов С.А., Трофимов Т.И., Ма-

бл. 06.03.2020.

ликов Д.А., Самсонов М.Д., Винокуров С.Е., Мясое-

дов Б.Ф. // Радиохимия. 2011. Т. 53, № 6. С. 513-515.

83. Desigan N., Bhatt N., Shetty M.A., Krishna G.,

70. Фёдоров Ю.С., Куляко Ю.М., Блажева И.В., Го-

Sreekumar P., Pandey N.K., Mudali U.K., Natarajan R.,

лецкий Н.Д., Зильберман Б.Я., Металиди М.М., Пе-

Josh J.B. // Rev. Chem. Eng. 2019. Vol. 35, N 6. P. 707-

тров Ю.Ю., Рябкова Н.В., Винокуров С.Е., Трофи-

734.

мов Т.И., Мясоедов Б.Ф. // Радиохимия. 2016. Т. 58,

https://doi.org/10.1515/revce-2017-0063

№ 3. С. 229-233.

84. Barney G.S. // J. Inorg. Nucl. Chem. 1976. Vol. 39, N 9.

P. 1665-1669.

71. Винокуров С.Е., Куляко Ю.М., Маликов Д.А., Мясо-

едов Б.Ф., Перевалов С.А., Самсонов М.Д., Трофи-

85. Carrott M.J., Cook P.M.A., Fox O.D., Maher C.J.,

мов Т.И. Патент RU 2400846 C1. 2010.

Schroeder S.L.M. // Procedia Chem. 2012. Vol. 7. P. 92-

72. Рябкова Н.В., Лумпов А.А., Михалев В.А., Мур-

97.

зин А.А., Шадрин А.Ю. // Радиохимия. 2010. Т. 52,

86. Akihiko I. // J. Nucl. Mater. 1986. Vol. 138, N 1. P. 152-

№ 4. С. 339-341.

154.

73. Бондин В.В., Бычков С.И., Ревенко Ю.А., Ефре-

87. Akihiko I., Takeshi T. // Ind. Eng. Chem. Process Des.

мов И.Г., Мурзин А.А., Шадрин А.Ю., Бабаин В.А.,

Develop. 1984. Vol. 23, N 1. P. 122-125.

Романовский В.Н., Кудрявцев Е.Г. // Радиохимия.

88. Никитина Г. П., Иванов Ю. Е., Листопадов А.А.,

2008. Т. 50, № 3. С. 218-220.

Шпунт Л.Б. // Радиохимия. 1997. Т. 39, № 2. С. 112-

74. Шадрин А.Ю., Двоеглазов К.Н., Масленников А.Г.,

126.

Кащеев В.А., Третьякова С.Г., Шмидт О.В., Вида-

89. Тр. Радиевого ин-та им. В.Г. Хлопина. СПб., 2014.

нов В.А., Устинов О.А., Волк В.И., Веселов С.Н.,

Т. XVI. 100 с.

Ишунин В.С. // Радиохимия. 2016. Т. 58, № 3. С. 234-

241.

90. Krtil J. // Jaderna Energie. 1983. Vol. 29, N 12. P. 440-

443.

75. Шадрин А.Ю., Мурзин А.А., Шафиков В.Н., Рома-

новский В.Н. // Сверхкритические флюиды. Теория

91. Krtil J. // Jaderna Energie. 1984. Vol. 30, N 3. P. 91-93.

и практика. 2007. Т. 2, № 3. С. 74-87.

92. Бок Р. Методы разложения в аналитической химии /

76. Enokida Y. // Ind. Eng. Chem. Res. 2002. Vol. 41, N 9.

Пер. с англ. В.А. Трофимовой. М.: Химия, 1984.

Р. 2282-2286.

428 с.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

434

МОМОТОВ и др.

93. Spent Nuclear Fuel Assay Data for Isotopic Validation:

110. Wymer R.G. Blanco R.E. // Ind. Eng. Chem. 1957.

State of the Art Report. OECD, 2011. 95 р.

Vol. 49, N 1. P. 59-61.

94. Wachel D.E.S. Radiochemical Analysis Methodology

111. Ненарокомов Э.А., Певцов С.В., Ватулин А.В., Мо-

for Uranium Depletion Measurements. Knolls Atomic

розов А.В. // Атом. энергия. 1997. Т. 83, № 6. С.

Power Laboratory, KAPL-4859, DOE/LM-06K140,

452-455.

2007. 140 р.

112. Арсеенков Л.В., Веселов С.Н., Волк В.И, Двоегла-

95. Alonso I.G., Sena F., Arbore P., Betti M., Koch L. // J.

зов К.Н., Зверев Д.В., Сафронова И.Ю., Ермо-

Anal. At. Spectrom. 1995. Vol. 10. P. 381-393.

лин В.С., Логунов М.В. // VIII Всерос. конф. по

96. Glatz J.-P., Bokelund H., Zierfuß S. // Radiochim. Acta.

радиохимии

«Радиохимия-2015». Железногорск,

1990. Vol. 51, N 1. P. 17-22.

28 сентября-2 октября 2015 г. С. 136.

97. Kim J.S., Jeon Y.S., Park S.D., Ha Y.-K., Song K. // Nucl.

113. Koyama S., Otsuka Y., Osaka M. // J. Nucl. Sci.

Eng. Technol. 2015. Vol. 147. P. 924-933.

Technol. 1998. Vol. 35, N 6. P. 406-410.

98. Standard test method for atom percent fission in uranium

114. Günther-Leopold I., Kivel N., Wernli B. // Anal.

and plutonium fuel (neodymium-148 method) // Annual

Bioanal. Chem. 2008. Vol. 390. P. 503-510.

Book of ASTM Standards 12.02, E321e96 (reapproved

115. Момотов В.Н., Ерин Е.А., Волков А.Ю., Куприя-

2012). West Conshohocken, PA, USA: , ASTM, 2012.

нов В.Н. // Радиохимия. 2020. Т. 62, № 5. C. 428-

99. Gauld I.C., Hermann O.W., Westfall R.M. Origen-S:

437.

Scale System Module to Calculate Fuel Depletion,

116. Момотов В.Н., Ерин Е.А., Волков А.Ю., Куприя-

Actinide Transmutation, Fission Product Buildup

нов В.Н. // Радиохимия. 2021. Т. 63, № 2. C. 1-12.

and Decay, and Associated Radiation Source Terms:

117. Макарова Т.П., Бибичев Б.А., Домкин В.Д. // Радио-

ORNL/TM 2005/39. 2009. Vol. II. 97 р.

химия. 2008. Т. 50, № 4. C. 361-370.

100. SCALE: a Modular Code System for Performing

118. Петров Е.Р., Бибичев Б.А., Домкин В.Д., Кожа-

Standardized Computer Analyses of Licensing

рин В.В., Куренков Н.В., Мухин В.С., Пантеле-

Evaluation: 1997 NUREG/CR- 0200, ORNL/NUREG/

ев Ю.А. // Радиохимия. 2012. Т. 54, № 4. С. 345-351.

CSD-2/RS. Oak Ridge, USA.

119. Петров Е.Р., Бибичев Б.А., Домкин В.Д., Кожа-

101. Mertyurek U., Francis M.W., Gauld I.C. Analysis of

рин В.В., Куренков Н.В., Мухин В.С., Пантеле-

BWR Spent Nuclear Fuel Isotopic Compositions for

ев Ю.А. // Радиохимия. 2013. Т. 55, № 5. С. 437-439.

Safety Studies: ORNL/TM-2010/286. Dec. 2010. 103 р.

120. Krachler M., Alvarez-Sarandes R., Van Winckel S. // J.

102. Joe K., Song B.C., Kim Y.B., Jeon Y.S, Han S.H.,

Anal. At. Spectrom. 2014. N 5, Vol. 29. P. 817-824.

Jung E.C., Song K. // Nucl. Eng. Technol. 2007. Vol. 41,

N 1. P. 99-106.

121. Thorium Fuel Cycle—Potential Benefits and

Challenges: IAEA TECDOC 1450. Vienna: IAEA,

103. Wolf S.F., Bowers D.L., Cunnane J.C. // J. Radioanal.

2005. 113 р.

Nucl. Chem. 2005. Vol. 263, N 3. Р. 581-586.

122. Akabori M., Shiratori T. // J. Nucl. Sci. Technol. 1994.

104. Heinrich R.R., Popek R.J., Bowers D.L., Essling A.M.,

Vol. 31, N 6. P. 539-545.

Callis E.L.,Persiani P.J. // Karlsruhe Int. Conf. on

Analytical Chemistry in Nuclear Technology. Karlsruhe,

123. Harp J.M., Demkowicz P.A., Winston P.L.,

West Germany, June 3-6, 1985. 10 р.

Sterbentz J.W. // Nucl. Eng. Des. 2014. Vol. 278. P.

105. Osaka M., Koyama S., Mitsugashira T. // J. Nucl.

395-405.

Radiochem. Sci. 2003. Vol. 4, N 1. P. 9-13.

124. Tian L., Wen M., Li L., Chen J. // Electrochim. Acta.

106. Daniel W.E., Rudisill T.S., O’Rourke P.E. Dissolution of

2009. Vol. 54. P. 7313-7317.

Material Test Reactor Fuel in an H-Canyon Dissolver:

125. Zimmer E., Brodda B., Kirchner H., Kroth K. // J. Nucl.

SRNL-STI-2016-00725. 2018. 77 р.

Mater. 1985 Vol. 131. P. 261-266.

107. Daniel W.E., Rudisill T.S., O’Rourke P.E., Karay N.S. //

126. Aggarwal S.K., Jaison P.G., Telmore V.M.,

Sep. Sci. Technol. 2019. Vol. 54. P. 1880-1892.

Khodade P.S., Shah R.V., Govindan R., Sant V.L., Shah

108. Kyser, E.A. Dissolution of MURR Fuel Assemblies:

P.M. BARC Report No. BARC/2007/E/020. Bhabha

Savannah River National Laboratory 2010 SRNL-

Atomic Research Centre, 2007. 43 р.

STI-2010-00005. 45 р.

127. Kim J.S., Jeon Y.S., Park S.D., Song B.C., Han S.H.,

109. Almond P.M., Daniel W.E., Rudisill T.S. // Sep. Sci.

Kim J.G. // Nucl. Eng. Technol. 2006. Vol. 38, N 3.

Technol. 2015. Vol. 50, N 18. P. 2790-2797.

Р. 301-310.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

435

128. Ермолин В.С., Логунов М.В., Ворошилов Ю.А., Кон-

Малышева В.А. Патент RU 2619583 C1. 17.05.2017.

ников А.В., Лукин С.А. // Вопр. радиац. безопасно-

Заявка № 2016135601 от 01.09.2016.

сти. 2021. № 4. С. 21-33.

144. Двоеглазов К.Н., Кащеев В.А., Медведев М.Н., По-

129. Larsen R.P., Shor R.S., Feder H.M., Flikkema D.S.

дымова Т.В. // Вопр. атом. науки и техники. Сер.:

A Study of the Explosive Properties of Uranium-

Материаловедение и новые материалы. 2018. № 3

Zirconium Alloys: Report ANL-5135. Argonne National

(94). С. 73-84.

Laboratory, 1954. 48 p.

145. Безносюк В.И., Галкин Б.Я., Колядин А.Б., Крини-

130. Ikeda Y., Yasuike Y., Nishimura K., Hasegawa S.,

цын А.П., Федоров Ю.С., Любцев Р.И. // Радиохи-

Mason C., Bush R., Takashima Y. // J. Nucl. Sci.

мия. 2007. Т. 49, № 4. С. 334-338.

Technol. 1999. Vol. 36, N 4. P. 358-363.

146. Ерин Е.А., Момотов В.Н., Волков А.Ю., Куприя-

131. Burstall R.F. FISPIN: a Computer Code for Nuclide

нов В.Н. // Сб. тр. НИИАР. 2021. № 4. С. 29-39.

Inventory Calculations: Risley Report ND-R-328(R).

147. Новиков Ю.Б., Габескирия В.Я., Грызина В.В., Ти-

1979.

хомиров В.В. // Атом. энергия. 1977. Т. 43. Вып. 4.

132. Ikeuchi H., Shibata A., Sano Y., Koizumi T. // Procedia

С. 240-242.

Chem. 2012. Vol. 7. P. 77-83.

148. Arai Y., Maeda A., Shiozawa K., Ohmichi T. // J. Nucl.

133. Suzaki, T., Okazaki S., Okashita H., Kobayashi I.,

Mater. 1994. Vol. 210. P. 161-163.

Suzuki T., Kohno N., Ohnuki M., Shinohara N.,

149. Kleykamp H., Paschoal J.O., Pejsa R., Thümmler F. // J.

Sonobe T., Ohno A., Murakami K., Umezawa H.,

Nucl. Mater. 1985. Vol. 130. P. 426-433.

Tsuruta H., Matsuura S., Asakura Y., Araya S.,

150. Kleykamp H. // J. Nucl. Mater. 1985. Vol. 131. P. 221-

Yamanouchi T. // J. Nucl. Sci. Technoly. 1986. Vol. 23,

433.

N 1. P. 53-72.

151. Kondo Y., Uchida N., Terunuma H., Tanaka K.,

134. Аналитическая химия плутония / Под ред. А.П. Ви-

ноградова. М.: АН СССР, 1962. 455 с.

Ohyama K., Katsurai K., Washiya T. // Proc. International

Conference Global 2009. Paris (France), 2009. P. 9215.

135. Schuelein V.L. Parameters for Plutonium Polymer

Formation in Nitric Acid. Richland, Washington:

152. Doucet F.J., Goddard D.T., Taylor C.M., Denniss I.S.,

Atlantic Richfield Hanford Company, 1975. 18 p.

Hutchinson S.M., Bryan N.D. // Phys. Chem. Chem.

Phys. 2002. Vol. 4, N 14. P. 3491-3499.

136. Martelat

Développement d’une method

électrophorétique de séparation de l’uranium, du

153. Penneman R.A., Haire R.G., Lloyd M.N. // Actinide

plutonium et des lanthanides. etcouplage avec un

Separatikon Symp. Washington, D.C.: ACS/CSJ Chem.,

ICPMS-MC pour l’acquisition de rapports isotopiques.

1980. P. 571-581.

Univ. Pierre et Marie Curie, 2017. 220 р.

154. Бураков Б.Е., Похитонов Ю.А., Рязанцев В.И., Са-

137. Sarkar S.R., Une K., Tominaga Y. // J. Radioanal. Nucl.

вин Р.А., Сапрыкин В.Ф., Рэнс П.Д. // Радиохимия.

Chem. 1997. Vol. 220, N 2. P. 155-159.

2010. Т. 52, № 4. С. 342-345.

138. Гелис В.М., Шумилова Ю.В., Ершов Б.Г., Маслен-

155. Adachi T., Ohnuki M., Yoshida N. // J. Nucl. Mater.

ников А.Г., Милютин В.В., Селиверстов А.Ф. //

1990. Vol. 174. P. 60-71.

Радиохимия. 2011. Т. 53, № 3. С. 214-218.

156. Liu F., Yan T.H., Li B., Ye G.A. // J. Radioanal. Nucl.

139. Гелиса В.М., Шумилова Ю.В., Ершова Б.Г., Мас-

Chem. 2020. Vol. 326. P. 337-341.

ленникова А.Г., Милютин В.В., Харитонова О.В.,

157. Двоеглазов К.Н., Шадрин А.Ю., Шудегова О.В., Пав-

Логунов М.В., Ворошилов Ю.А., Бобрицкий А.В. //

люкевич Е.Ю., Богданов А.И., Зверев Д.В. // Вопр.

Радиохимия. 2011. Т. 53, № 6. С. 516-521.

атом. науки и техники. Сер.: Материаловедение и

140. Момотов В.Н., Ерин Е.А., Волков А.Ю., Куприя-

новые материалы. 2016. № 4. С. 81-90.

нов В.Н. // Радиохимия. 2021. Т. 63, № 2. C. 78-90.

158. Шадрин А.Ю., Двоеглазов К.Н., Глушенков А.Е.,

141. Ерин Е.А., Момотов В.Н., Волков А.Ю., Хамде-

Арсеенков Л.В., Давыдов А.В., Чеботарёв А.А., Ло-

ев М.И., Куприянов В.Н., Шадрин А.Ю., Двоегла-

бачёв Е.А. // Вопр. радиац. безопасности. 2013. № 4.

зов К.Н. // Радиохимия. 2017. Т. 59, № 4. С. 325-330.

С. 45-54.

142. Soderquist Ch., Hanson B. // J. Nucl. Mater. 2010.

159. Johnson D.R., Stone J.A. Light Water Reactor Fuel

Vol. 369. P. 159-162.

Reprocessing: Dissolution Studies of Voloxidized

143. Меркулов И.А., Тихомиров Д.В., Жабин А.Ю., Апаль-

and Nonvoloxidized Fuel: Report of Savannah River

ков Г.А., Смирнов С.И., Аксютин П.В., Дьяченко А.С.,

Laboratory DP-1520. 1980. 83 р.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

436

МОМОТОВ и др.

178. Андреев Б.М., Зельвенский А.Д., Катальников С.Г.

160. McNamara B.K., Buck Chuck E.C., Soderquist C.Z.,

Тяжелые изотопы водорода в ядерной технике. М.:

Smith F.N., Mausolf E.J., Scheele R.D. // J. Fluorine

ИздАТ, 2000. 344 с.

Chem. 2014. Vol. 162. June. P. 1-8.

179. Van Konynenburg R.A. Carbon-14 Releases. Lawrence

161. Lee C.H., Suh M.Y., Choi K.S., Kim J. S. Park Y. J.,

Livermore National Laboratory (LLNL), California.

Kim W.H. // Anal. Chim. Acta. 2003. Vol. 475, N 1-2.

Nuclear Waste Technical Review Board Full Board

P. 171-179.

Meeting. 1992. 42 р.

162. Alonso J., Thoby-Schultzendorff D., Giovanonne B.,

180. Гайко В.Б., Кораблев Н.А., Соловьев Е.Н., Ша-

Glatz J., Pagliosa G., Koch L. // J. Anal. At. Spectrom.

мов В.П. Радиоуглерод в ядерной энергетике. М.:

1994. Vol. 9. P. 1209-1215.

ЦНИИатоминформ, 1986. 51 с.

163. Гинзбург С.И., Езерская Н.А., Прокофьева И.В., Фе-

181. Булатов Г.С., Гедговд К.Н., Масленников А.Г., Люби-

доренко Н.В., Шленская В.И., Вельский Н.К. Анали-

мов Д.Ю. // Радиохимия. 2017. Т. 59, № 1. С. 50-52.

тическая химия платиновых металлов. М.: Наука,

1972. С. 25-26.

182. Русинкевич, А.А. Иванов А.С., Белов Г.В., Ску-

пов М.В. // Вопр. ат. науки и техники. Сер.: Физика

164. Aihara H., Arai Y., Shibata A., Nomura K., Takeuchi M. //

ядерных реакторов. 2015. № 2. С. 114-121.

Procedia Chem. 2016. Vol. 21. P. 279-284.

183. Chander K., Patil B., Kamat J.V., Khedekar N.B.,

165. Pellegrini K.L., Soderquist C.Z., Shen S.D.,

Manolkar R.B., Marathe S.G. // Nucl. Technol. 1987.

Krogstad E.J., Palmer C.J., Gerez K.R., Buck E.C.,

Vol. 78. Р. 69-74.

Lach T.G., Schwantes J.M., Clark R.A. // Anal. Chem.

2019. Vol. 91,. N 10. P. 6522-6529.

184. Bokelund A., Caceci M., Ougier M. // Radiochim. Acta.

1982. Vol. 30. Р. 49-55.

166. Soderquist C.Z., Johnsen A.M., McNamara B.K.,

Hanson B.D., Chenault J.W., Carson K.J., Peper S.M. //

185. Charyulu M., Karekar C., Rao V., Natarajan P. // J.

Radioanal. Nucl. Chem. 1991. Vol. 148, N 2. P. 339-347.

Ind. Eng. Chem. Res. 2011. Vol. 50, N 4. P. 1813-1818.

167. Палесский С.В., Николаева И.В., Козьменко О.А., Ан-

186. Hou X. // Appl. Radiat. Isot. 2005. Vol. 62. P. 871-882.

тошин Г.Н. // ЖАХ. 2009. Т. 64, № 3. C. 287-291.

187. Stroes-Gascoyne S., Tait J.C., Porth R.J.,

168. Lu Y., Li G., Liu W., Yuan H., Xiao D. // Тalanta. 2018.

McConnell J.L., Lincoln W.J. // Waste Manag. 1994.

Vol. 14, N 5. Р. 385-392.

Vol. 186. P. 538-544.

169. Boulyga S.F., Becker J.S. // J. Anal. At. Spectrom. 2002.

188. Hermann O.W., Westfall R.M. ORIGEN-S: System

Module to Calculate Fuel Depletion, Actinide

Vol. 17. P. 1143-1147.

Transmutation, Fission Product Buildup and Decay, and

170. Zhao Y., Chen J. // Sci. China. Ser. B: Chem. 2008.

Associated Radiation Source Terms. NUREG/CR-0200.

Vol. 51. P. 700-704.

Revision 6. Volume 2. Section F7. ORNL/NUREG/

171. Zhao, Y., Chen, J. // J. Nucl. Mater. 2008. Vol. 373.

CSD-2/V2/R6.

P. 53-58.

189. Günther-Leopold I., Curti E., Froideval Zumbieh A.,

172. Тадевосян Ю.А., Наумов В.Н., Левунин А.С. // Глав-

Linder. H.P. // Characterisation of Spent Nuclear Fuel

ный метролог. 2018. № 5. С. 42-50.

Samples and Description of Methodologies and Tools

173. Крюков Ф.Н., Кислый В.А., Кормилицин М.В., Кузь-

to Be Applied in FIRST-Nuclides: Report FP7-295722.

мин С.В., Маершин А.А., Никитин О.Н., Стро-

2013. 85 р.

жук С.В., Шишалов О.В. // Атом. энергия. 2005.

190. Crozet M., Peyrillous M., Esbelin E., Garnier M.H.,

Т. 99, № 5. С. 380-387.

Randon J. // J. Radioanal Nucl. Chem. 2016. Vol. 307.

174. Мориями К., Фуруя X. // Атом. техника за рубежом.

P. 347-353.

1998. № 10. С. 20-26.

191. Audi G., Wapstra A.H., Thibault C. // Nucl. Phys. A.

175. Петрянов-Соколов И.В. Избранные труды: к 100-ле-

2003. Vol. 729. P. 337-676.

тию со дня рождения. М.: Наука, 2007. 452 c.

192. Момотов В.Н., Ерин Е.А., Волков А.Ю., Тихоно-

176. Wolfe R., Knieper J., Stocklin G. // Radiochim. Acta.

ва Д.Е., Куприянов А.С., Шадрин А.Ю. // Радиохи-

1981. Vol. 29. P. 153-157.

мия. 2021. Т. 63, № 3.C. 276-280.

177. Устинов О.А., Кащеев В.А., Шадрин А.Ю., Тучко-

193. Arai, Y., Suzuki, Y., Iwai, T., Maeda, A., Sasayama, T.,

ва А.И., Семенов А.А., Лесина И.Г., Аникин А.С. //

Shiozawa, K.-I., Ohmichi, T. // J. Nucl. Sci. Technol.

Атом. энергия. 2018. Т. 125, № 4. С. 217-221.

1993. Vol. 30, N 8. P. 824-830.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022

АСТВОРЕНИЕ ОБРАЗЦОВ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

437

194. Алексеев С.В., Зайцев В.А. Нитридное топливо для

204.Момотов В.Н., Ерин Е.А., Волков А.Ю., Тихоно-

ядерной энергетики. М.: Техносфера, 2013. 240 с.

ва Д.Е., Куприянов А.С. // Радиохимия. 2021. Т. 63,

№ 1. С. 69-74.

195. Рогозкин Б.Д., Степанова Н.М., Прошкин А.А. //

Атом. энергия. 2003. T. 95, № 3. С. 208-221.

205. Ровный С.И., Пятин Н.П., Истомин И.А. // Атом.

196. Шадрин А.Ю., Кащеев В.А., Устинов О.А., Яку-

энергия. 2002. Т. 92, № 6. С. 496-497.

нин С.А., Шудегова О.В. // Вопр. атом. науки и тех-

206. Lavi N.A. // J. Radioanal. Chem. 1974. Vol. 20. P. 41-

ники. Сер.: Материаловедение и новые материалы.

49.

2015. № 2. С. 77-83.

207. Hebel W., Cottone G. Management modes for

197. Bleier Α., Neeb Κ.H., Kroebel R., Wiese H.W. // Proc.

iodine-129 // Proc. Commission of the European

Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste

Communities Meet. Brussels, Belgium: Commission of

Management Recod 87. Paris, 1987. Vol. 3. P. 1089-

the European Communities, 1982. 306 р.

1094.

208. Орлова Э.К. Очистка отходящих газов при перера-

198. Bray L.A., Burger L.L., Morgan L.G., Baldwin D.L. //

ботке облученного топлива. Вып. 1: Улавливание

Report of Pacific Northwest Laboratory. Department of

иода. Обзорная информация. АИИФ 493. ЦНИИато-

Energy by Battelle Memorial Institute. 1983. P. 5-14.

минформ, 1979. 92 с.

199. Металиди М.М., Шаповалов С.В., Исмаилов Р.В. //

209. Soelberg N.R., Garn T.G., Greenhalgh M.R., Law J.D.,

Радиохимия. 2015. Т. 57, № 1. С. 86-89.

Jubin R., Strachan D.M., Thallapally P.K. // Sci.

200. Бушуев А.В., Зубарев В.Н., Верзилов Ю.М., Ива-

Technol. Nucl. Install. 2013. Article ID 702496.

нов A.A. // Атом. энергия. 1992. Т. 73, № 6. С. 446-

http://dx.doi.org/10.1155/2013/702496

450.

210. Кулюхин С.А. // Успехи химии. 2012. Т. 81, № 10.

201. Girke N.A., Steinmetz H-J., Bosbach D., Bushuev A.V.,

C. 960-982.

Zubarev V.N. // Conf. Phoenix, Waste Management

211. El-Absy M.A., Aly H.F., Mousa M.A., Mostafa M. // J.

Conference AZ, Feb. 27-March 3, 2011. P. 1-5.

Radioanal. Nucl. Chem. 2004. Vol. 261, N 1. Р. 163-172.

202. Hirabayashi T., Sato T., Sagawa C., Masaki N.M.,

212. El-Absy M.A., El-Amir M.A., Mostafa M., Abdel

Saeki M., Adachi T. // J. Nucl. Mater. 1990. Vol. 174.

Fattah A.A., Aly H.M. // J. Radioanal. Nucl. Chem.

P. 45-52.

2005. Vol. 266, N 2. Р. 295-305.

203. Ажажа В.М., Вьюгов П.Н., Лавриненко С.Д.,

213. Blicharska M., Bartos B., Krajewski S., Bilewicz A. // J.

Линдт К.А., Мухачев А.П., Пипипенко Н.Н. Цирко-

Radioanal. Nucl. Chem. 2013. Vol. 298. P. 1713-1716.

ний и его сплавы: технологии производства, обла-

сти применения: Обзор. Харьков: ННЦХ ФТИ, 1998.

214.Тадевосян Ю.А., Наумов В.Н., Левунин А.С. // Глав-

89 с.

ный метролог. 2018. № 6. С. 15-20.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 5 2022