РАДИОХИМИЯ, 2023, том 65, № 3, с. 249-261

УДК 546.65+546.799.3

РАСТВОРЕНИЕ СМЕШАННОГО НИТРИДНОГО

УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ОТРАБОТАВШЕГО

ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

М. И. Хамдеев^а, Д. Е. Тихонова^а, П. В. Лакеев^а, К. Н. Двоеглазов^б,**

^a Научно-исследовательский институт атомных реакторов,

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

^б АО «Прорыв», 107140, Москва, ул. Малая Красносельская, д. 2/8

e-mail: *momotov@niiar.ru, **dkn@proryv2020.ru

Поступила в редакцию 31.08.2022, после доработки 27.01.2023, принята к публикации 01.02.2023

Получены данные о растворении волоксидированного смешанного нитридного уран-плутониевого от-

работавшего ядерного топлива (СНУП ОЯТ), количестве и элементном составе нерастворенного остат-

ка, образующегося при проведении процесса в режиме, соответствующем технологической схеме ги-

дрометаллургической переработки отработавшего СНУП топлива. Оценена эффективность процедур

перевода в раствор нерастворенного остатка ОЯТ с применением азотной кислоты, путем электрохими-

ческого растворения в присутствии электрогенерируемых ионов Ag²⁺, сплавления со смесью гидрокси-

да и нитрата калия.

Ключевые слова: смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП) топливо, растворение СНУП ОЯТ,

нерастворенный остаток СНУП ОЯТ, состав нерастворенного остатка ОЯТ.

DOI: 10.31857/S0033831123030061, EDN: ENUQRN

ВВЕДЕНИЕ

тониевого оксидного топлива может достигать

нескольких процентов [3, 4].

Одной из ключевых стадий переработки ОЯТ

Ядерные материалы, содержащиеся в нераство-

является растворение. Для повышения эффектив-

ренном остатке ОЯТ, должны быть извлечены и воз-

ности данной операции необходим подбор режима

вращены в топливный цикл. Для этого необходима

и условий растворения, способствующих количе-

оптимизация схемы растворения таких остатков.

ственному переводу в раствор ядерных материалов

Целью работы является определение массы и

и уменьшению массы нерастворенного остатка.

элементного состава нерастворенного остатка, об-

При переводе в раствор ОЯТ в режимах, соот-

разующегося при растворении волоксидированно-

ветствующих его промышленному растворению

го СНУП ОЯТ в режиме, предполагаемом для его

для последующей водно-экстракционной пере-

гидрометаллургической переработки, и оценка эф-

работки, возможно образование нерастворенного

фективности возможных схем перевода в раствор

остатка, содержащего продукты деления и ядерные

нерастворенного остатка.

материалы. Масса нерастворенного остатка может

изменяться в зависимости от исходного состава то-

пливной композиции, величины выгорания ОЯТ и

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ЧАСТЬ

применяемых режимов растворения. Для образцов

отработавшего уранового оксидного топлива масса

В качестве объектов исследования выбраны

нерастворенного остатка, как правило, не превыша-

фрагменты твэлов комбинированной эксперимен-

ет 1% от массы растворенного топлива [1, 2], ана-

тальной тепловыделяющей сборки 7 (КЭТВС-7) и

логичный показатель для отработавшего уран-плу-

экспериментальной тепловыделяющей сборки 10

249

250

МОМОТОВ и др.

Ɏɪɚɝɦɟɧɬɵ ɬɜɷɥɚ ɗɌȼɋ-10

Ɏɪɚɝɦɟɧɬɵ ɬɜɷɥɚ ɄɗɌȼɋ-7

ȼɨɥɨɤɫɢɞɚɰɢɹ ɨɬɞɟɥɟɧɢɟ ɈəɌ ɨɬ ɨɛɨɥɨɱɟɤ

Ɉɬɛɨɪ

ɧɚɜɟɫɤɢ ɈəɌ

ɞɥɹ ɜɯɨɞɧɨɝɨ

ɚɧɚɥɢɡɚ

Ɋɚɫɬɜɨɪɟɧɢɟ ɜɨɥɨɤɫɢɞɢɪɨɜɚɧɧɨɝɨ ɈəɌ ɜ ɪɟɠɢɦɟ ɫɨɨɬɜɟɬɫɬɜɭɸɳɟɦ ɬɟɯɧɨɥɨɝɢɱɟɫɤɨɣ ɫɯɟɦɟ

ɝɢɞɪɨɦɟɬɚɥɥɭɪɝɢɱɟɫɤɨɣ ɩɟɪɟɪɚɛɨɬɤɢ

Ɉɬɞɟɥɟɧɢɟ ɧɟɪɚɫɬɜɨɪɟɧɧɨɝɨ ɨɫɬɚɬɤɚ

Ɋɚɫɬɜɨɪɟɧɢɟ ɜ ɫɦɟɫɢ

Ɋɚɫɬɜɨɪɟɧɢɟ ɜ 4 ɦɨɥɶÂɥ^-1HNO₃ ɜ

Ⱦɨɪɚɫɬɜɨɪɟɧɢɟ ɜ

ɤɨɧɰɟɧɬɪɢɪɨɜɚɧɧɵɯ

ɩɪɢɫɭɬɫɬɜɢɢ

^-1HNO₃

ɦɨɥɶāɥ^-1

ɚɡɨɬɧɨɣ ɢ ɫɨɥɹɧɨɣ ɤɢɫɥɨɬ

ɷɥɟɤɬɪɨɝɟɧɟɪɢɪɭɟɦɵɯ ɢɨɧɨɜ Ag²⁺

Ɉɬɞɟɥɟɧɢɟ

Ɉɬɞɟɥɟɧɢɟ ɧɟɪɚɫɬɜɨɪɟɧɧɨɝɨ

ɨɫɬɚɬɤɚ

ɧɟɪɚɫɬɜɨɪɟɧɧɨɝɨ ɨɫɬɚɬɤɚ

Ɋɚɫɬɜɨɪɟɧɢɟ ɜ ɫɦɟɫɢ

ɋɩɥɚɜɥɟɧɢɟ ɫɨ ɫɦɟɫɶɸ

ɤɨɧɰɟɧɬɪɢɪɨɜɚɧɧɵɯ ɚɡɨɬɧɨɣ

.Ɉɇ ɢ KNO₃

ɢ ɫɨɥɹɧɨɣ ɤɢɫɥɨɬ

Рис. 1. Алгоритм проведения исследований.

(ЭТВС-10) со смешанным нитридным уран-плуто-

скоростью 150 мл/мин. После завершения волокси-

ниевым отработавшим ядерным топливом.

дации порошок окисленного ОЯТ отделяли от обо-

Фрагментацию твэлов со СНУП ОЯТ проводили

лочек твэлов, взвешивали и отбирали навески для

с использованием электрического трубореза на об-

проведения входного радиохимического анализа и

разцы длиной от 1 до 2 см. Резку осуществляли на

растворения. Для исследования процедуры раство-

воздухе при температуре 21°С. Основные характе-

рения отобрано три навески волоксидированного

ристики сформированных партий фрагментов твэ-

порошка СНУП ОЯТ: две из окисленного топлива,

лов представлены в табл. 1.

отработавшего в составе КЭТВС-7, и одна из топли-

На рис. 1 представлен алгоритм проведения экс-

ва, отработавшего в составе ЭТВС-10. Для проведе-

периментальных исследований.

ния входного радиохимического анализа отобраны

Волоксидацию СНУП ОЯТ проводили в течение

две навески: одна из топлива, отработавшего в со-

8 ч при температуре 450°С и продувке реакцион-

ставе КЭТВС-7, и одна из топлива, отработавшего в

ного объема аппарата волоксидации воздухом со

составе ЭТВС-10.

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

АСТВОРЕНИЕ СМЕШАННОГО НИТРИДНОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА

251

Таблица 1. Основные характеристики сформированных партий фрагментов твэлов и ОЯТ

Исходная массовая

Масса

Величина

Наружный диаметр

Масса

доля плутония

волоксидированного

Образец ОЯТ

выгорания, %

и толщина стенок

фрагментов

в смеси урана и

ОЯТ, взятая для

тяжелых атомов

оболочки, мм

твэлов, г

плутония, %

растворения, г

ЭТВС-10

10.8

6.0 [5]

9.3  ×  0.5 [5]

135.9

112.5

КЭТВС-7

14.0 [7]

6.84 [6]

6.9  ×  0.4 [7]

180.3

96.1

45.0

Растворение окисленного ОЯТ проводили в ко-

технологически затруднительно. В рамках настоя-

нической колбе объемом 1 л, снабженной водоохла-

щего исследования данный способ перевода в рас-

ждаемым холодильником высотой 200 мм, в азотной

твор нерастворенного остатка не рассматривается в

кислоте с концентрацией 8 моль·л^-1 при нагревании

качестве перспективного для промышленной пере-

до температуры 95-100°С в течение 6 ч без пере-

работки ОЯТ.

мешивания. Соотношение твердой и жидкой фаз в

После завершения растворения нерастворен-

процессе растворения составляло 1 : 4 г/мл.

ного остатка раствор фильтровали через двойной

В корпус конической колбы вварена стеклянная

целлюлозный фильтр «синяя лента», фильтр тро-

трубка с пришлифованной пробкой, предназначен-

екратно промывали раствором азотной кислоты.

ная для отбора аликвот раствора в процессе раство-

Промывные растворы объединяли с фильтратом,

рения. Отобранные аликвоты перед проведением

объединенный раствор анализировали на содер-

анализа фильтровали через целлюлозный фильтр

жание ядерных материалов и продуктов деления.

«синяя лента» для отделения нерастворенных ча-

Двойной целлюлозный фильтр разделяли, каждую

стиц топлива. В осветленном растворе аликвот

часть озоляли и подвергали дополнительному рас-

определяли содержание ядерных материалов и про-

творению в смеси концентрированных азотной и

дуктов деления.

соляной кислот для определения остаточного коли-

После завершения растворения и охлаждения

чества ядерных материалов и продуктов деления,

раствора до температуры окружающей среды рас-

оставшихся на верхнем и нижнем фильтрах.

твор фильтровали с использованием двойного цел-

Анализ верхнего и нижнего целлюлозных филь-

люлозного фильтра «синяя лента» для отделения

тров по отдельности необходим для подтвержде-

нерастворенного остатка.

ния полноты растворения ОЯТ. Близкие значения

Целлюлозный фильтр с нерастворенным остат-

содержания компонентов ОЯТ на верхнем и ниж-

ком ОЯТ помещали в предварительно взвешенный

нем фильтрах будут свидетельствовать о сорбции

кварцевый стакан и нагревали на воздухе в печи

ядерных материалов и продуктов деления матери-

сопротивления до 500°С, изотермический режим

алом фильтра. В случае превышения содержания

выдерживали 3 ч. После охлаждения до температу-

ядерных материалов и продуктов деления на верх-

ры окружающей среды кварцевый стакан с нерас-

нем фильтре по сравнению с нижним можно утвер-

творенным остатком ОЯТ взвешивали. По разности

ждать, что часть компонентов ОЯТ не растворилась.

масс пустого стакана и стакана с остатком ОЯТ рас-

Для перевода в раствор ядерных материалов, со-

считывали массу нерастворенного остатка.

держащихся в нерастворенном остатке ОЯТ, прове-

Растворение нерастворенного остатка в смеси

рены три возможных способа:

концентрированных азотной и соляной кислот, взя-

- дорастворение в азотной кислоте,

тых в объемном соотношении 1 : 3 («царская вод-

- сплавление со смесью нитрата и гидроксида

ка»), проводили при температуре 95 ± 5°С в течение

калия с последующим растворением плава в азот-

15 ч. Этот способ применен нами для установления

ной кислоте,

элементного состава нерастворенного остатка в

лабораторных условиях. Реализовать такую схему

- растворение в азотной кислоте в присутствии

растворения при промышленной переработке ОЯТ

электрогенерируемых ионов Ag²⁺.

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

252

МОМОТОВ и др.

клеена микрофильтрационная композиционная ги-

дрофобная мембрана типа МФФК, представляющая

собой пористый полимерный пленочный материал

на основе фторопласта Ф42Л на подложке из нетка-

ных материалов с диаметром пор 0.65 мкм (10).

В анодное пространство электрохимической

ячейки вносили 100 мл азотной кислоты с концен-

трацией 4 моль∙л^-1, в которой предварительно рас-

творен нитрат серебра массой 0.85 г. В катодное

пространство вносили 50 мл раствора азотной кис-

лоты с концентрацией 4 моль∙л^-1. Растворение про-

водили при силе тока 480 мА при перемешивании

Рис. 2. Электрохимическая ячейка, примененная для

на магнитной мешалке в течение 24 ч.

проверки эффективности растворения нерастворенного

остатка ОЯТ

Аналитическое обеспечение исследований про-

Дорастворение нерастворенного остатка прово-

водили в соответствии с алгоритмом, подробно

дили в азотной кислоте с концентрацией 8 моль∙л^-1

описанным в работе [6].

объемом 50 мл при температуре 95-100°С в течение

Содержание урана и плутония на стадии раство-

6 ч.

рения ОЯТ определяли методом изотопного раз-

Сплавление нерастворенного остатка проводили

бавления с масс-спектрометрическим окончанием.

с использованием смеси кристаллических KОН и

Выделение фракций урана и плутония из раствора

KNO₃, взятых в соотношении 1 : 3 по массе, при

ОЯТ осуществляли методом ионообменной хрома-

температуре 800°С в течение 2 ч. Отношение масс

тографии с использованием анионита Dowex 1·8 по

нерастворенного остатка ОЯТ и смеси нитрата и

схеме, предложенной нами ранее в работе [8].

гидроксида калия составляло 1 : 20. После охлаж-

При анализе растворов, полученных при раство-

дения до температуры окружающей среды плав

рении нерастворенных остатков, уран и плутоний

растворяли в азотной кислоте с концентрацией

определяли спектрофотометрическим методом по-

4 моль∙л^-1 объемом 200 мл.

сле их хроматографического выделения. Уран опре-

Электрохимическое растворение нерастворен-

деляли по светопоглощению комплекса урана с ар-

ного остатка ОЯТ в азотной кислоте в присутствии

сеназо III при длине волны 652 нм в присутствии

электрогенерируемых ионов Ag²⁺ проводили с ис-

ДТПА в качестве маскирующего плутоний агента.

пользованием ячейки, схема которой представлена

Плутоний определяли по характеристической поло-

на рис. 2.

се при 830 нм после его количественного окисления

Электрохимическая ячейка состоит из анодно-

до PuО₂₊ оксидом двухвалентного серебра. При рас-

го пространства (1), в объеме которого находится

чете содержания урана и плутония в растворе ОЯТ

катодное пространство (2), закрепленное при по-

спектрофотометрическим методом в рамках данной

мощи штока (6). Катод (4) и анод (3) выполнены

работы применены коэффициенты, учитывающие

из платины. Ячейка закрывается фторопластовой

потери элементов на стадии их хроматографическо-

крышкой (7), имеющей отверстия для размещения

го выделения, установленные в работе [8] и равные

электродов, отбора проб и кольцо (8) для разборки

0.99 и 0.95 соответственно.

и сборки ячейки в условиях радиационно-защитной

Дополнительно содержание плутония опреде-

камеры. На дне анодного пространства размещен

ляли по результатам α-спектрометрических изме-

якорь магнитной мешалки (5) для перемешивания

рений по пикам излучения ²³⁹Pu (5156 кэВ) и ²⁴⁰Pu

раствора.

(5168 кэВ). При расчете содержания плутония мето-

Дно катодного пространства изготовлено из

дом α-спектрометрии учитывали данные по изотоп-

фторопластовой пластины, имеющей 9 отверстий

ному составу плутония, полученные при анализе

диаметром 5 мм (9). К фторопластовой основе при-

раствора ОЯТ методом масс-спектрометрии.

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

АСТВОРЕНИЕ СМЕШАННОГО НИТРИДНОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА

253

Таблица 2. Полнота растворения компонентов СНУП ОЯТ в режимах, соответствующих технологической схеме

растворения СНУП ОЯТ

Содержание в навеске

Найдено в растворе

Доля, перешедшая в раствор

волоксидированного ОЯТ, взятой

после завершения

на стадии основного

для растворения, по результатам

Элемент/изотоп

основного растворения, г

растворения, %

входного анализа, г

КЭТВС-7

ЭТВС-10

КЭТВС-7

ЭТВС-10

КЭТВС-7

ЭТВС-10

Масса ОЯТ,

45.0

112.5

45.0

112.5

45.0

112.5

взятая для

растворения, г

33.5

82.9

81.4

98.5

98.2

5.5

9.6

5.4

9.4

98.5

97.9

²⁴¹Am

1.4 × 10^-2

5.0 × 10^-2

1.4 × 10^-2

5.0 × 10^-2

100

2.3 × 10^-2

5.4 × 10^-1

2.3 × 10^-1

5.4 × 10^-2

100

4.3 × 10^-2

1.1 × 10^-1

2.0 × 10^-2

8.0 × 10^-2

46.5

72.7

1.6 × 10^-1

1.7 × 10^-1

1.0 × 10^-2

2.0 × 10^-2

6.3

11.7

8.9 × 10^-2

9.8 × 10^-2

2.0 × 10^-2

3.0 × 10^-2

22.4

30.6

5.6 × 10^-2

1.1 × 10^-1

5.0 × 10^-2

1.0 × 10^-1

89.3

90.9

4.7 × 10^-2

5.0 × 10^-2

2.0 × 10^-2

3.0 × 10^-2

42.6

60.0

2.6 × 10^-2

5.6 × 10^-2

2.0 × 10^-2

5.0 × 10^-2

76.9

89.3

Итого

39.6

93.7

38.8

91.7

Содержание Zr, Mo, Tc, Pd, Ru, Rh определяли

Большая доля перешедших в раствор Mo, Pd, Rh,

методом атомно-эмиссионной спектрометрии в со-

Ru, Tc, Zr при растворении ОЯТ, отработавшего в

ответствии с процедурой, подробно описанной в

составе ЭТВС-10, по сравнению с аналогичными

работе [9].

показателями, полученными при растворении ОЯТ,

отработавшего в составе КЭТВС-7, вероятно, обу-

словлена меньшей величиной выгорания топлива

РЕЗУЛЬТАТЫ И ИХ ОБСУЖДЕНИЕ

(табл. 1).

Экспериментальные данные по кинетике раство-

Результаты по полноте перехода в раствор урана

рения урана и плутония представлены на рис. 3 и 4.

и плутония на стадии основного растворения пред-

Представленные результаты свидетельствуют

ставлены в табл. 2.

о том, что растворение урана и плутония проис-

Доля урана и плутония, перешедших в раствор

ходит синхронно. Это является косвенным доказа-

за время растворения в исследуемых режимах, со-

тельством того, что уран и плутоний в результате

ставляет 98% от их содержания в порошке волок-

волоксидации не образуют значимых количеств

сидированного СНУП ОЯТ, взятом для проведения

соединений, скорость растворения которых может

исследований. Количественно переходят в раствор

существенно отличаться от скорости растворения

нуклиды америция и цезия. Доли перешедших в

U₃O₈ и PuO₂. О возможности образования интерме-

раствор циркония и рутения на стадии основного

таллидов урана и плутония в ОЯТ, в частности, со-

растворения находятся на уровне 80-90%, молиб-

общают авторы работ [10-13]. В них показано, что

ден и технеций растворяются на 40-70%. В наи-

основной формой интерметаллидов урана и плуто-

меньшей степени на стадии основного растворения

ния в нерастворенном остатке ОЯТ являются соеди-

переходит в раствор палладий, доля этого элемента,

нения состава МХ₃, где M = U, Pu; X = Rh, Pd, Ru.

обнаруженная растворе, не превышает 11.7% от его

Для определения области протекания реакции

содержания в навеске ОЯТ, взятой для растворения.

растворения волоксидированного СНУП ОЯТ дан-

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

254

МОМОТОВ и др.

100

ɄɗɌȼɋဨ

ɗɌȼɋဨ

ȼɪɟɦɹ ɪɚɫɬɜɨɪɟɧɢɹ ɱ

ȼɪɟɦɹ ɪɚɫɬɜɨɪɟɧɢɹ , ɱ

Рис. 3. Кинетика растворения урана и плутония, содер-

Рис. 4. Кинетика растворения урана и плутония, содер-

жащихся в волоксидированном СНУП топливе, отрабо-

тавшем в составе КЭТВС-7.

тавшем в составе ЭТВС-10.

ные по кинетике растворения урана и плутония об-

На рис. 5 и 6 в качестве примера представлены ана-

рабатывали в соответствии с уравнением Ерофее-

морфозы, полученные при обработке эксперимен-

ва [14, с. 276] (1):

тальных результатов по кинетике растворения ура-

(1)

на и плутония из СНУП топлива, отработавшего в

α = 1 - e(-ktn),

составе КЭТВС-10.

где α - степень превращения; t - время; k - констан-

Характер представленных зависимостей свиде-

та скорости; n - число последовательных стадий

тельствует о том, что растворение урана и плутония

при образовании устойчивого начального центра

протекает в кинетической области и лимитируется

новой фазы, указывает на область протекания гете-

скоростью химической реакции. Следовательно,

рогенных реакций: при n < 0.5 растворение проте-

гранулометрический состав порошка, полученный

кает в диффузионном режиме, при 1 > n > 0.5 - в

при волоксидации ОЯТ, оптимален с точки зрения

диффузионно-кинетическом, при n > 1 - в кинети-

кинетики растворения, площадь соприкосновения

ческом.

фаз и скорость подвода реагентов в зону реакции не

Логарифмическая форма уравнения (1) имеет

лимитируют скорость его растворения.

вид:

Количественного растворения ОЯТ в выбранных

lg[-ln(1 - α)] = nlg(kt).

(2)

экспериментальных условиях не происходит. Нера-

В соответствии с уравнением (2) эксперименталь-

створенный остаток представляет собой порошок

ные данные по доле растворенных урана и плутония

черного цвета. Массы нерастворенных остатков

в зависимости от времени растворения должны ли-

ОЯТ приведены в табл. 3.

неаризоваться в координатах lg[-ln(1 - α)]-lgt с тан-

Масса нерастворенного остатка, полученного

генсом угла наклона, соответствующим значению n.

при растворении в режимах, соответствующих тех-

0.4

n = 1.5

n = 1.4

0.2

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

-0.2

lg(t)

-0.4

-0.6

-0.8

-1

Рис. 5. Зависимость lg[-ln(1 - α)] от lgt для растворения

Рис. 6. Зависимость lg[-ln(1 - α)] от lgt для растворения

урана из волоксидированного СНУП ОЯТ.

плутония из волоксидированного СНУП ОЯТ.

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

АСТВОРЕНИЕ СМЕШАННОГО НИТРИДНОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА

255

нологической схеме гидрометаллургической пере-

Таблица 3. Массы нерастворенных остатков волоксиди-

работки ОЯТ, составляет 2-3% от массы ОЯТ, взя-

рованного СНУП ОЯТ

той для растворения.

Параметр

КЭТВС-7

ЭТВС-10

Для установления состава нерастворенного

Масса ОЯТ, взятая для

45.0

96.1

112.5

растворения, г

остатка ОЯТ массой 3.2 г, отработавшего в соста-

ве КЭТВС-7, проводили его растворение в смеси

Масса нерастворенного

1.3

3.2

2.6

остатка, г

концентрированных азотной и соляной кислот, взя-

тых в объемном соотношении 1 : 3. По содержанию

Масса нерастворенного

остатка в % от массы ОЯТ,

2.9

3.3

2.3

компонентов ОЯТ в растворе рассчитывали состав

взятого для растворения

нерастворенного остатка. Результаты представлены

в табл. 4.

Таблица 4. Состав нерастворенного остатка СНУП

топлива, отработавшего в составе КЭТВС-7, массой 3.2 г

Из данных, представленных в табл. 4, видно,

Массовая доля элементов в

что уран и плутоний являются одними из основных

Элемент/Изотоп

нерастворенном остатке, %

компонентов нерастворенного остатка, их массовая

9.4

доля составляет 9.4 и 18.8% соответственно от об-

18.8

щей массы нерастворенного остатка. Помимо урана

²⁴¹Am

3 × 10^-3

и плутония нерастворенный остаток содержит зна-

13.1

чимые количества Zr, Mo, Ru, Rh, Tc, Pd, их сум-

12.8

марная массовая доля составляет 59.3%. Суммарная

2 × 10^-3

массовая доля всех элементов, найденных в нерас-

5.0

творённом остатке, составляет 87.5% от его общей

7.5

массы, вероятно оставшаяся часть представлена

12.8

кислородом.

8.1

Итого

87.5

Двойной целлюлозный фильтр разделяли, ка-

ждую часть озоляли, сухие остатки растворяли

0.1% от их количества в растворе, полученном при

в смеси концентрированных азотной и соляной

растворении нерастворенного остатка волоксиди-

кислот. По результатам анализа растворов опре-

рованного СНУП ОЯТ в смеси концентрированных

деляли массы урана и плутония на целлюлозных

азотной и соляной кислот. Равенство количествен-

фильтрах. По результатам элементного анализа

ного содержания урана и плутония на верхнем и

содержание Zr, Mo, Ru, Rh, Tc, Pd на фильтрах

нижнем фильтрах свидетельствует о том, что об-

ниже пределов обнаружения применяемых мето-

наруженные компоненты ОЯТ были сорбированы

дик измерения (оценены на уровне ≤0.3 мг). По

целлюлозой, а нерастворенный остаток был коли-

результатам альфа- и гамма-спектрометрических

чественно растворен.

измерений на фильтрах обнаружены радионуклиды

¹⁰⁶Ru, ¹³⁷Cs, ¹⁵⁴Eu, ¹⁵⁵Eu,²⁴³Cm, ²⁴⁴Cm с суммарной

Эффективность дорастворения нерастворенного

массой, не превышающей 3 мкг. Результаты опреде-

остатка в азотной кислоте для перевода в раствор

ления урана и плутония на целлюлозных фильтрах

урана и плутония проверяли с использованием не-

представлены в табл. 5.

растворенного остатка массой 1.3 г, полученного

По данным табл. 5 содержание ядерных мате-

при растворении волоксидированного СНУП ОЯТ,

риалов на целлюлозных фильтрах не превышает

облученного в составе КЭТВС-7.

Таблица 5. Результаты определения массового содержания урана и плутония на целлюлозных фильтрах

Верхний фильтр

Нижний фильтр

Элемент

доля на фильтре в % от

содержание, мг

найденного в растворе

0.3

0.1

0.3

0.1

0.4

0.07

0.4

0.07

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

256

МОМОТОВ и др.

Таблица 6. Содержание компонентов ОЯТ в растворе после дорастворения в азотной кислоте и сплавления нераство-

ренного остатка СНУП топлива, отработавшего в составе КЭТВС-7

Дорастворение в HNO₃

Сплавление с KОН, KNO₃

нерастворенного остатка массой 1.3 г

нерастворенного остатка массой 0.3 г

Элемент/изотоп

Содержание в растворе в % от массы

нерастворенного остатка, полученного после

нерастворенного остатка, полученного

основного растворения ОЯТ

на стадии дорастворения в HNO₃

53.1

≤1.7 × 10^-2

6.4

3.3 × 10^-3

²⁴¹Am

6.9 × 10^-3

≤3.3 × 10^-3

7.7 × 10^-3

1.7 × 10^-3

1.5 × 10^-2

7.7

3.8 × 10^-2

48.4

1.5 × 10^-2

22.8

0.47

≤9.3 × 10^-2

6.9 × 10^-3

9.1

2.3 × 10^-3

2.0

Итого

60.2

90.1

Дорастворение в азотной кислоте объемом 50 мл

Содержание урана и америция в растворе, по-

с концентрацией 8 моль·л^-1 в течение 6 ч при нагре-

лученном после растворения плава, ниже пределов

вании не приводит к количественному растворению

обнаружения применяемых методик исследования.

нерастворенного остатка. Раствор фильтровали, от-

Это свидетельствует о том, что указанные элемен-

деляли нерастворенную часть. Масса нерастворен-

ты количественно перешли в раствор на стадии

ного остатка после стадии дорастворения в азотной

дополнительного растворения в азотной кислоте.

кислоте уменьшилась до 0.3 г, что составляет 0.7%

Массовая доля плутония в нерастворенном остатке

от массы ОЯТ, взятой для проведения основного

ОЯТ массой 0.3 г составляет 3.3 × 10^-3%. На ста-

дии дорастворения нерастворенного остатка ОЯТ

растворения.

в азотной кислоте содержание плутония в растворе

Нерастворенный остаток, полученный после до-

составило 6.4% от массы нерастворенного остат-

растворения в азотной кислоте, сплавляли со сме-

ка, полученного на стадии основного растворения

сью гидроксида и нитрата калия, плав растворяли

ОЯТ. Таким образом, содержание плутония в рас-

в азотной кислоте, раствор фильтровали. Визуаль-

творе плава составляет 0.01% от его содержания в

но осадка обнаружено не было, изменения массы

растворе, полученном на стадии дополнительного

фильтров не зафиксировано. По результатам ради-

растворения. Дополнительное растворение в азот-

охимического анализа на фильтрах обнаружены ра-

ной кислоте нерастворенного остатка СНУП ОЯТ

дионуклиды ¹⁰⁶Ru, ¹³⁷Cs, ¹⁵⁴Eu, ¹⁵⁵Eu,²⁴³Cm, ²⁴⁴Cm

позволяет перевести в раствор 99.99% плутония.

с суммарной массой, не превышающей 1 мкг. Нали-

Основными компонентами ОЯТ, не перешед-

чие радионуклидов, вероятно, обусловлено их сор-

шими в раствор при дополнительном растворении

бцией материалом целлюлозного фильтра.

в азотной кислоте, являются палладий и родий; их

Таким образом, процедура сплавления позволя-

содержание в растворе плава 48.4 и 22.8% от массы

ет количественно перевести все компоненты ОЯТ в

нерастворенного остатка, полученного на стадии

раствор.

дорастворения в азотной кислоте, соответственно.

По результатам анализа фильтрата, полученного

Суммарная массовая доля компонентов нераство-

на стадии дорастворения в азотной кислоте, и рас-

ренного остатка, обнаруженных в растворе плава,

твора плава рассчитывали состав нерастворенных

составляет 90.1% от массы нерастворенного остат-

остатков. Результаты представлены в табл. 6.

ка, полученного на стадии дорастворения в азотной

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

АСТВОРЕНИЕ СМЕШАННОГО НИТРИДНОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА

257

Таблица 7. Доли компонентов ОЯТ, перешедших в раствор на отдельных стадиях растворения топлива массой 45.0 г,

отработавшего в составе КЭТВС-7

Доля, обнаруженная

Доля,

Содержание в навеске

Доля, обнаруженная

Элемент/

в растворе на стадии

обнаруженная в

ОЯТ по результатам

в растворе на стадии

Итого

изотоп

дорастворения в

растворе после

входного анализа, г.

основного растворения, %

азотной кислоте, %

сплавления, %

33.5

98.5

2.0

≤1.5 × 10^-4

100.5

5.5

98.5

1.5

1.8 × 10^-4

100.0

²⁴¹Am

1.4 × 10^-2

100

6.4 × 10^-1

≤7.1 × 10^-4

100.6

2.3 × 10^-2

100

4.3 × 10^-1

2.2 × 10^-4

100.4

4.3 × 10^-2

46.1

4.5 × 10^-1

53.5

100.1

1.6 × 10^-1

6.4

3.1 × 10^-1

93.2

99.9

8.9 × 10^-2

22.5

2.2 × 10^-1

76.8

99.5

5.6 × 10^-2

88.7

10.9

≤5.9 × 10^-2

99.6

4.7 × 10^-2

42.3

1.9 × 10^-1

58.1

100.6

2.6 × 10^-2

76.5

1.2 × 10^-1

23.1

99.7

кислоте. Указанная величина превышает массовую

створения в азотной кислоте остаются в нераство-

долю основных растворенных компонентов в их

ренном остатке. Для перевода в раствор перечислен-

оксидах и является косвенным доказательством на-

ных элементов возможно применение процедуры

хождения части элементов в металлической форме.

сплавления со смесью нитрата и гидроксида калия.

Так, доля палладия, обнаруженного в растворе пла-

Данные по переходу в раствор компонентов ОЯТ,

ва, составляет 93.2%, родия - 76.8% от их исходно-

отработавшего в составе КЭТВС-7, на отдельных

го содержания.

стадиях растворения представлены в табл. 7.

Проверку эффективности растворения нераство-

Результаты, представленные в табл. 7, свиде-

ренного остатка ОЯТ в азотной кислоте в присут-

тельствуют об отсутствии значимых расхождений

ствии электрогенерируемых ионов Ag²⁺ проводили

между результатами входного анализа волоксиди-

с нерастворенным остатком массой 2.6 г, получен-

рованного ОЯТ и его компонентов, обнаруженных

ным после растворения ОЯТ, отработавшего в со-

на отдельных стадиях растворения. Суммарное со-

ставе ЭТВС-10. Полного растворения достичь не

держание ядерных материалов и продуктов деления

удалось, масса нерастворенного остатка после за-

для всех исследованных компонентов ОЯТ близко

вершения процесса уменьшилась до 0.3% от массы

к их количеству, обнаруженному при входном ана-

ОЯТ, взятой для проведения основного растворе-

лизе.

ния. Нерастворенный остаток, полученный на ста-

Более 98% урана и плутония переходят в раствор

дии электрохимического растворения, растворяли в

на стадии основного растворения, оставшаяся часть

смеси концентрированных соляной и азотной кис-

указанных элементов переходит в раствор на ста-

лот. Из полученного раствора отбирали аликвоты,

дии дорастворения в азотной кислоте. Содержание

в которых определяли содержание ядерных матери-

плутония в растворе, полученном после растворе-

алов и продуктов деления. По результатам анали-

ния плава, составляет 1.8 × 10^-4% от его количества

за растворов, полученных при электрохимическом

в исходной навеске ОЯТ и, вероятно, обусловлено

растворении и растворении в смеси азотной и соля-

захватом плутония нерастворенным остатком, по-

ной кислот, рассчитывали состав нерастворенных

лученным на стадии дорастворения в азотной кис-

остатков. Результаты исследований представлены в

лоте.

табл. 8.

Большая часть молибдена, палладия, родия и

Основными компонентами ОЯТ, обнаруженны-

технеция на стадиях основного растворения и дора-

ми в растворе после завершения электрохимиче-

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

258

МОМОТОВ и др.

Таблица 8. Содержание компонентов ОЯТ в растворах после электрохимического растворения и дорастворения в

смеси азотной и соляной кислот нерастворенного остатка СНУП топлива, отработавшего в составе ЭТВС-10

Дорастворение в смеси концентрированных

Электрохимическое растворение в присутствии

азотной и соляной кислот нерастворенного

ионов Ag²⁺ нерастворенного остатка массой 2.6 г

остатка массой 0.3 г

Элемент/изотоп

содержание в растворе в % от массы

нерастворенного остатка, полученного после

основного растворения ОЯТ

электрохимического растворения

57.1

≤1.7 × 10^-2

6.9

≤1.7 × 10^-3

²⁴¹Am

8.0 × 10^-3

≤3.3 × 10^-3

8.8 × 10^-3

1.7 × 10^-3

1.7 × 10^-2

8.5

4.2 × 10^-2

49.4

1.5 × 10^-2

22.5

3.9 × 10^-2

0.10

8.0 × 10^-3

6.7

3.0 × 10^-3

2.0

Итого

64.1

89.2

ского растворения, являются уран и плутоний. Это

го уранового и МОКС ОЯТ [1]. Данные по раство-

означает, что количественного растворения ядер-

рению компонентов ОЯТ, отработавшего в составе

ных материалов при растворении ОЯТ в режиме,

ЭТВС-10, представлены в табл. 9.

соответствующем его гидрометаллургической пе-

Представленные данные в целом согласуются

реработке, не происходит. Содержание урана, плу-

с результатами растворения волоксидированного

тония и америция в растворе, полученном после до-

ОЯТ, отработавшего в составе КЭТВС-7. Более 98%

растворения нерастворенного остатка массой 0.3 г

урана и плутония переходят в раствор на стадии ос-

в смеси концентрированных азотной и соляной кис-

новного растворения, а оставшуюся часть можно

лот, ниже пределов обнаружения применяемых ме-

перевести в раствор с использованием электрохи-

тодик исследования. Следовательно, эти элементы

мического растворения. Доли Zr, Mo, Ru, Rh, Tc, Pd,

количественно перешли в раствор на стадии элек-

перешедших в раствор на стадии электрохимиче-

трохимического растворения.

ского растворения, не превышают 1% от их содер-

Основными компонентами ОЯТ, обнаружен-

жания в исходной навеске ОЯТ. Наличие ²⁴¹Am и

ными в растворе после дорастворения нераство-

нуклидов цезия в растворе после завершения элек-

ренного остатка массой 0.3 г в смеси азотной и

трохимического растворения, вероятно, обуслов-

соляной кислот являются Mo, Pd, Rh, Ru, Tc, Zr.

лено их захватом компонентами нерастворенного

Таким образом при электрохимическом растворе-

остатка ОЯТ, полученного после завершения основ-

нии нерастворенного остатка ОЯТ основная часть

ного растворения.

перечисленных металлов не будет переходить в

раствор. Полученные экспериментальные данные

Суммарное количество рутения, обнаруженное

представляют интерес для предсказания выпадения

на каждом из этапов растворения, составило 92.1%.

вторичных осадков после выдержки раствора ОЯТ,

Данный экспериментальный факт, вероятно, связан

которые главным образом состоят из молибдата

с потерями рутения на стадии электрохимическо-

циркония [2, 15].

го растворения. Электрогенерируемые ионы Ag²⁺

Элементный состав нерастворенного остат-

способствуют окислению рутения до максимально

ка металлов аналогичен составу нерастворенных

возможной степени окисления, в результате образу-

остатков, образующихся при растворении оксидно-

ется легколетучий RuO₄, который покидает раствор

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

АСТВОРЕНИЕ СМЕШАННОГО НИТРИДНОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА

259

Таблица 9. Доли компонентов ОЯТ, перешедших в раствор на отдельных стадиях растворения топлива массой

112.5 г, отработавшего в составе ЭТВС-10

Доля, обнаруженная

Содержание в навеске

Элемент/

в растворе на

в растворе на стадии

ОЯТ по результатам

Итого

изотоп

стадии основного

электрохимического

растворения в

входного анализа, г

растворения, %

«царской водке», %

82.9

98.2

1.8

≤6.1 × 10^-5

100.0

9.6

98.1

1.9

≤5.3 × 10^-5

100.0

²⁴¹Am

5.0 × 10^-1

100.0

3.9 × 10^-2

≤2.0 × 10^-3

100.1

5.4 × 10^-1

100.0

4.2 × 10^-2

9.4 × 10^-4

100.0

1.1 × 10^-1

75.5

4.2 × 10^-1

23.2

99.1

1.7 × 10^-1

11.7

6.4 × 10^-1

87.2

99.5

9.8 × 10^-2

30.7

4.0 × 10^-1

68.9

100.0

1.1 × 10^-1

90.9

9.2 × 10^-1

2.7 × 10^-1

92.1

5.0 × 10^-2

59.6

4.2 × 10^-1

40.2

100.2

5.6 × 10^-2

89.2

1.4 × 10^-1

10.7

100.0

и оседает на стенках и крышке электрохимической

Доли Mo, Pd, Rh, Ru, Tc, Zr, переходящих в рас-

ячейки.

твор на стадиях дорастворения в азотной кислоте

и электрохимическом растворении, не превышают

Обобщенные результаты по растворению волок-

1% за исключением рутения. Существенные отли-

сидированного СНУП ОЯТ представлены в табл.

чия между значениями доли рутения, перешедшей

10.

в раствор на стадии дорастворения в азотной кис-

Из данных, представленных в табл. 10, видно,

лоте и при электрохимическом растворении, веро-

что двухстадийное растворение с применением

ятно, обусловлены неконтролируемыми потерями

рассмотренных в работе методов позволяет количе-

элемента в процессе его электрохимического рас-

ственно перевести в раствор ЯМ.

творения.

Исключением является только дорастворение в

азотной кислоте, после завершения данного про-

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

цесса массовая доля плутония в нерастворенном

остатке составила 3.3 × 10-3%, что эквивалентно

Растворение волоксидированного СНУП ОЯТ в

1.8 × 10^-4% от массы плутония в исходной навеске

режиме, соответствующем технологической схеме

волоксидированного СНУП ОЯТ, взятой для прове-

гидрометаллургической переработки, протекает в

дения растворения.

кинетическом режиме и не приводит к количествен-

Дорастворение нерастворенного остатка СНУП

ному растворению ОЯТ. Масса нерастворенного

остатка составляет 2-3% от массы ОЯТ, взятой для

ОЯТ в азотной кислоте и растворение в азотной

растворения.

кислоте в присутствии электрогенерируемых ионов

Ag²⁺ приводят к образованию остатка, содержащего

Нерастворенный остаток СНУП ОЯТ содержит

суммарно до 90% Mo, Pd, Rh, Ru, Tc, Zr. Суммарная

значимое количество ядерных материалов; кроме

масса Mo, Pd, Rh, Ru, Tc, Zr, обнаруженных в не-

того, основными компонентами нерастворенного

растворенном остатке после завершения дораство-

остатка являются Mo, Pd, Rh, Ru, Tc, Zr. Для вов-

рения в азотной кислоте, составляет 0.6% от массы

лечения ядерных материалов в топливный цикл не-

ОЯТ, взятой для растворения. Аналогичный пока-

обходима процедура, гарантирующая их перевод из

нерастворенного остатка в раствор.

затель при растворении нерастворенного остатка в

присутствии электрогенерируемых ионов Ag²⁺со-

Дополнительное растворение в азотной кислоте

ставляет 0.2%.

позволяет практически количественно перевести в

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

260

МОМОТОВ и др.

Таблица 10. Сравнительная характеристика возможных методов растворения нерастворенного остатка волоксиди-

рованного СНУП ОЯТ

Растворение в HNO₃

Дорастворение

Сплавление с

в присутствии

Параметр

в HNO₃

KОН, KNO₃

электрогенерируемых

ионов Ag²⁺

Масса нерастворенного остатка волоксидированного

1.3

0.3

2.6

СНУП ОЯТ, взятая для исследований, г

Отношение массы нерастворенного остатка к массе

2.9

0.7

2.3

ОЯТ, взятой для исследований, %

Масса нерастворенного остатка после завершения

0.3

Не обнаружен

0.3

эксперимента, г

Отношение массы нерастворенного остатка к массе

0.7

Не обнаружен

0.3

ОЯТ, взятой для растворения, после завершения

эксперимента, %

Массовая доля урана в нерастворенном остатке

≤1.7 × 10^-2

Не обнаружен

≤1.7 × 10^-2

после завершения эксперимента, %

Массовая доля плутония в нерастворенном остатке

3.3 × 10^-3

Не обнаружен

≤1.7 × 10^-3

после завершения эксперимента, %

Суммарная массовая доля Mo, Pd, Rh, Ru, Tc,

90.1

Не обнаружены

89.2

Zr в нерастворенном остатке после завершения

эксперимента, %

Суммарная массовая доля Mo, Pd, Rh, Ru, Tc, Zr по

0.6

Не обнаружены

0.2

отношению к массе ОЯТ, взятого для растворения, %

Массовая доля Mo, перешедшая в раствор, %

4.5 × 10^-1

53.5

4.2 × 10^-1

Массовая доля Pd, перешедшая в раствор, %

3.1 × 10^-1

93.2

6.4 × 10^-1

Массовая доля Rh, перешедшая в раствор, %

2.2 × 10^-1

76.8

4.0 × 10^-1

Массовая доля Ru, перешедшая в раствор, %

10.9

≤5.9 × 10^-2

9.2 × 10^-1*

Массовая доля Tc, перешедшая в раствор, %

1.9 × 10^-1

58.1

4.2 × 10^-1

Массовая доля Zr, перешедшая в раствор, %

1.2 × 10^-1

23.1

1.4 × 10^-1

* Величина отражает содержание рутения в растворе без учета его потерь на стадии электрохимического растворения.

раствор уран и плутоний из остатка, масса нерас-

остатка ОЯТ, полученного после электрохимиче-

творенного остатка уменьшается до 0.7% от массы

ского растворения, составляет 0.3% от массы ОЯТ,

ОЯТ, взятой для проведения основного растворе-

взятого для растворения.

ния.

Основными компонентами нерастворённого

Сплавление нерастворенного остатка, получен-

остатка, полученного после дорастворения в азот-

ного на стадии дополнительного растворения в

ной кислоте и электрохимического растворения,

азотной кислоте, со смесью нитрата и гидроксида

являются Mo, Pd, Rh, Ru, Tc, Zr, их суммарная мас-

калия позволяет количественно перевести все ком-

совая доля составляет около 90%.

поненты ОЯТ в раствор.

Для количественного извлечения ядерных ма-

Электрохимическое растворение обеспечивает

териалов в технологическую цепочку переработки

количественный перевод в раствор урана и плуто-

СНУП ОЯТ необходимо включить этап дополни-

ния, при этом благородные и переходные металлы

тельного растворения образующегося нерастворен-

растворяются частично. Масса нерастворенного

ного остатка отработавшего ядерного топлива.

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023

АСТВОРЕНИЕ СМЕШАННОГО НИТРИДНОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА

261

КОНФЛИКТ ИНТЕРЕСОВ

Звир Е.А., Крюков Ф.Н., Гринь П.И., Никитин О.Н.

Кузьмин С.В., Мальцева Е.Б., Гильмутдинов И. Ф.,

Федосеев А.Е., Бутылин А.С. // Научный годовой от-

Авторы заявляют об отсутствии конфликта ин-

чет АО «ГНЦ НИИАР». Димитровград, 2018. С. 91-

тересов.

93.

Момотов В.Н, Ерин Е.А., Волков А.Ю. Бара-

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

нов А.Ю. // Радиохимия. 2020. Т. 62, № 1. С. 66-72.

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

Хамдеев М.И., Ерин Е.А. Патент RU 2766226 С2.

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

10.02.2022

2010. Т. 52, № 4. С. 342-345.

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

Adachi T., Ohnuki M., Yoshida N. // J. Nucl. Mater. 1990.

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

Vol. 174. P. 60-71.

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

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

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

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

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

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

443.

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

13. Nevolin I., Andreadi N., Petrov V., Shiryaev A.,

атом. науки и техники. Сер.: Материаловедение и

Yapaskurt V., Shatalova T., Kulyukhin S. // J. Nucl.

новые материалы. 2016. № 4. С. 81-90.

Mater. 2022. Vol. 568.

Гринь П.И., Никитин О.Н., Беляева А.В. // Научный

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2022.153885

годовой отчет АО «ГНЦ НИИАР». Димитровград,

14. Панченков Г.М., Лебедев В.П. Химическая кинетика

2019. С. 110-112.

и катализ. М.: Химия, 1985. 592 с.

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

нов В.Н., Хамдеев М.И., Тихонова Д.Е, Шадрин А.Ю.,

15. Usami T., Tsukada T., Inoeu T., Moriya N., Hamada T.,

Хомяков Ю.С. // Радиохимия. 2022. Т. 63, № 1. С. 53-

Serrano Purroy D., Malbeck R., Glatz J.P. // J. Nucl.

59.

Mater. 2010. Vol. 302. Р. 130-135.

РАДИОХИМИЯ том 65 № 2 2023