Ученые из Высокотехнологического научно-исследовательского института неорганических материалов имени академика А. А. Бочвара (ВНИИНМ) разработали новый способ и устройство для кристаллизационного выделения и очистки неразделенной смеси уранила и плутонила. По словам авторов исследования, разработка может быть использована в гидрометаллургической технологии переработки облученного ядерного топлива при реализации проекта по замыканию ядерного топливного цикла.

Кристаллизационный аффинаж — это последняя стадия гидрометаллургической (водной) переработки отработанного топлива, на которой происходит выделение регенерированного урана или уранплутониевых лигатур. По сравнению с жидкостной экстракцией, применяемой на перерабатывающих предприятиях для доочистки материалов, он имеет ряд преимуществ: оборудование для него занимает меньше места и проще в изготовлении, не требуется много реагентов и образуется меньше жидких радиоактивных отходов.

В отличие от зарубежных разработчиков, предлагающих проводить различные этапы этого процесса в отдельных аппаратах, ученые из ВНИИНМ придумали, как обойтись одной установкой и для кристаллизации, и для промывки продукта. Особенность разработанной ими технологии в том, что после первичного образования кристаллов раствор с оставшимся количеством уранила или смеси уранила и плутонила будет подвергаться вторичной кристаллизации для наиболее полного выделения металлов в продукт, затем образовавшиеся кристаллы первичной и вторичной кристаллизации промывают совместно.

Таким образом, разработка ВНИИНМ дает больший выход продукта и более глубокую степень очистки.

«Процесс кристаллизационного аффинажа разрабатывался для очистки и выделения шестивалентных актинидов, как отдельно урана, так и смеси урана, плутония, нептуния и, возможно, в будущем америция. Поэтому наша технология подойдет для переработки ОЯТ реакторов и на урановом, и на уранплутониевом топливе», – пояснила научный сотрудник отдела радиохимических технологий ВНИИНМ Елизавета Филимонова.

Технологию планируют использовать в новых перерабатывающих мощностях ГК «Росатом», в частности в модуле переработки опытно-демонстрационного энергокомплекса с реактором БРЕСТ-ОД‑300.