Цель проекта заключается в определении основных электрохимических свойств f-элементов и термодинамических свойств их соединений в многокомпонентных системах на основе солевых расплавов и жидких металлов, получение данных, необходимых для разработки способов глубокого фракционирования редкоземельных продуктов деления и делящихся материалов в пироэлектрохимических технологиях переработки отработавшего ядерного топлива.
Актуальность. Развитие атомной энергетики в России в настоящее время направлено на создание конкурентоспособного реактора на быстрых нейтронах повышенной безопасности, в соответствии с действующей выработанной стратегией и дополнительными условиями проекта «Прорыв». Данный проект направлен на создание технологий ядерной энергетики естественной безопасности на основе реакторов на быстрых нейтронах и замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Современная концепция твердотопливных реакторов на быстрых нейтронах предусматривает переход на так называемое плотное топливо, основой которого является нитрид, а не оксид урана.Другим перспективным типом реакторов нового поколения являются жидкосолевые ядерные установки, конструкции которых разрабатываются во многих странах. Помимо производства энергии ядерные установки на быстрых нейтронах могут быть использованы для дожигания (трансмутации) долгоживущих радионуклидов, образующихся в широко используемых в настоящее время реакторах на тепловых нейтронах. Трансмутация является эффективным способом снижения активности и сокращения количества радиоактивных отходов. Внедрение новых типов реакторов, однако, сдерживается рядом проблем, в частности необходимостью создания эффективных действенных методов переработки облученного ядерного топлива данных установок, с возможностью выделения ценных компонентов и возвратом их в ядерный топливный цикл.Экономически целесообразное замыкание ядерного топливного цикла предполагает организацию так называемого пристанционного ядерного топливного цикла (ПЯТЦ), позволяющего регенерировать облученное ядерное топливо (ОЯТ) с малым временем выдержки и изготавливать свежее. Практическая реализация ПЯТЦ предполагает сооружение компактных модулей переработки и рефабрикации ядерного топлива непосредственно при АЭС. Переработку ОЯТ с малым временем выдержки возможно осуществить лишь с использованием неводных методов, наиболее перспективными из которых являются пироэлектрохимические. Данные методы переработки ОЯТ обладают рядом неоспоримых преимуществ по отношению к применяемым в настоящее время методам жидкостной экстракции, основными из которых являются высокая радиационная устойчивость солевых расплавов, применяемых в качестве рабочих электролитов, что и делает возможным переработку ОЯТ с малым временем выдержки, простота и компактность технологической схемы и её аппаратурного оформления, по сравнению с водными методами, и значительно меньшие объемы образующихся высоко- и среднеактивных отходов, подлежащих дальнейшей утилизации и захоронению. Основными недостатками разработанных к настоящему времени в России пироэлектрохимических методов переработки ОЯТ, использующих оксихлоридные расплавы, являются высокие рабочие температуры, невысокие коэффициенты очистки (на уровне 0,01) делящихся материалов от продуктов деления и относительно низкая степень извлечения основных компонентов ОЯТ (уран, плутоний), составляющая 92-95%, при регенерации топлива. Перспективным направлением усовершенствования пироэлектрохимических технологий является переход на чисто хлоридные расплавы, которые позволят проводить более глубокую селекцию компонентов ОЯТ и повысить выход целевых компонентов. С целью разделения компонентов ОЯТ в таком случае помимо чисто электрохимических процессов возможно использование и окислительно-восстановительных обменных реакций, в том числе и с использованием жидких металлов (в качестве экстрагентов). Кроме того, жидкие металлы могут быть эффективно использованы в качестве жидкометаллических электродов при избирательном электрохимическом выделении компонентов ОЯТ из солевых расплавов.Не менее сложной задачей при организации технологии очистки облученного ядерного топлива является необходимость очистки электролита от оставшихся продуктов деления, включающих редкоземельные элементы, после выделения из расплава делящихся материалов. При этом желательно их сконцентрировать в компактной форме пригодной для дальнейшего захоронения.
