В качестве основной концепции развития атомной энергетики в России принята концепция перехода к реакторам на быстрых нейтронах и организации короткозамкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) с пристанционной переработкой ОЯТ.
Переработка отработавшего ядерного топлива с малым временем выдержки невозможна без внедрения пирохимических методов переработки. В связи с этим перед учеными ставится первоочередная задача проведения исследований способствующих практической реализации пирохимических методов переработки.
Несмотря на то, что основы пирохимической технологии были разработаны в 50-х годах 20 века, до сих пор нерешенными с технологической точки зрения остается большое количество вопросов. В связи с этим тема данного научного исследования является актуальной как для развития фундаментальных основ, так и для практической реализации ЗЯТЦ в атомной энергетике, являющейся одним из приоритетных направлений экономического развития РФ.
В свою очередь практическая реализация пирохимической технологии и ЗЯТЦ дает возможность, помимо переработки маловыдержанного ОЯТ, вовлечения в ядерный топливный цикл оборотных урана и плутония. Появится практическая возможность решения проблемы накопления радиоактивных отходов, а именно сокращения их объемов за счет получения их в компактной форме пригодной для захоронения. Пирохимическими методами можно перерабатывать ОЯТ не только полученное с реакторов на быстрых нейтронах, но и накопленное за годы эксплуатации водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР). С использованием пирохимических методов появляется возможность переработки ОЯТ транспортных и исследовательских реакторов, отличающееся высокой степенью обогащения и порой крайне сложным элементным составом.
Детальное исследование физико-химического поведения редких элементов (таких как уран, цирконий и ниобий) в галоидных расплавах позволит получить более достоверные и непротиворечивые сведения о валентном состоянии и координационных свойствах этих элементов, термодинамике их соединений в расплавленных смесях галоидных солей. Большой интерес с практической точки зрения представляет изучение электродных процессов с участием вышеуказанных металлов, а также установление возможности их разделения. Коэффициент разделения компонентов, характеризующий распределение изучаемых элементов между различными фазами, определяется свойствами солевой и металлической фаз. При выборе солевой фазы для осуществления процесса разделения определяющую роль играет электродный потенциал выделения того или иного компонента, при выборе катода определяющее значение на величину коэффициента разделения влияют коэффициенты активности разделяемых элементов в материале катода. Для получения полной информации по электрохимическим свойствам урана, циркония и ниобия будут изучены электродные потенциалы выделения исследуемых металлов в зависимости от катионного состава солевой фазы и температуры протекания процесса. Поскольку не менее важную роль при разделении компонентов играют свойства восстановленной фазы, то помимо изучения электрохимического выделения и разделения изучаемых металлов на инертных твердых катодах, будут определены электрохимические свойства урана, циркония и ниобия в расплавленных солях различного катионного состава на активных жидких катодах.