CC BY
16
2023;13(4):5-10 Глобальная ядерная безопасность / Global nuclear safety
ЯДЕРНАЯ, РАДИАЦИОННАЯ И ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ -
NUCLEAR, RADIATION AND ENVIRONMENTAL SAFETY
УДК 621.039.73: 546.798.23 https://doi.org/10.26583/gns-2023-04-01 EDN APDCTL
Высаливание америция-241 в процессе сорбции с использованием твердофазного экстрагента на основе ТОДГА
A.A. Савельев и, В.И. Рачков
Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», г. Москва, Россия
Аннотация. На сегодняшний день в проекте «Прорыв» разрабатываются эффективные методы переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) для возвращения в топливный цикл долгоживущих радионуклидов с целью его замыкания. Одной из задач разработки замкнутого топливного цикла является переработка высокоактивных азотнокислых рафинатов PUREX-процесса. Для реализации данной задачи требуется выделение америция-241 из жидких радиоактивных отходов. При переработке и фракционировании ЖРО широко используют экстракционные и сорбционные технологии извлечения, очистки и концентрирования радионуклидов. Наибольшую эффективность и избирательность в процессах экстракции актиноидов (III) и лантаноидов (III) с редкоземельными (РЗЭ) и трансплутониевыми элементами (ТПЭ) из азотнокислых растворов переработки отработавших ядерных материалов показали экстрагенты на основе N, N, N', N' - тетраоктилдигликольамида (ТОДГА). Перед использованием твердофазного экстрагента на основе ТОДГА ионы вещества в растворе должны быть переведены в нейтральные комплексы или другие недиссоциированные соединения. Этого можно достичь путем добавления в раствор нейтральных солей, которые снижают растворимость разделяемых элементов, смещают экстракционное распределение и значительно повышают эффективность извлечения. Высаливаемое вещество извлекается в виде новой фазы -твердого осадка, жидкой или газовой фазы, причем в случае жидкостной экстракции происходит увеличение емкости экс-трагента по целевому компоненту. Поэтому добавление в водную фазу солей-высаливателей, для повышения ионной силы раствора увеличивает коэффициенты распределения извлекаемых веществ, что в свою очередь, повышает емкость сорбентов. Целью настоящей работы является исследования процесса высаливания америция-241 в процессе сорбции с использованием опытного модифицированного образца ТВЭКС ТОДГА в исследуемых модельных растворах ЖРО с урановым макрокомпонентом для различных содержаний NaNO3. В результате исследования выявлено, что наиболее высокие коэффициенты распределения при сорбции америция-241 и урана были получены в растворе с содержанием 100 г/л NaNO3, однако для урана этот эффект выражен значительно меньше, чем для америция-241. В процессе исследования кинетики сорбции америция-241 и урана был выявлен эффект высаливания, который подтверждается величинами равновесных концентраций америция-241 и урана в растворе в одной и той же точке времени, но с разной концентрацией NaNO3. Для америция-241 разница в равновесных концентрациях составила порядок в сторону ее уменьшения при увеличении концентрации NaNO3 до 100 г/л. Использование данного эффекта позволяет получить максимальную емкость по америцию-241 в системе с урановым макрокомпонентов.
Ключевые слова: америций-241, высаливание, сорбция, ТОДГА.
Для цитирования: Савельев А.А., Рачков В.И. Высаливание америция-241 в процессе сорбции с использованием твердофазного экстрагента на основе ТОДГА. Глобальная ядерная безопасность. 2023;13(4):5-10. https://doi.org/10.26583/gns-2023-04-01
For citation: Savelev A.A., Rachkov V.I. Salting out of americium-241 in the sorption process using a solid-phase extractant based on TODGA. Global nuclear safety. 2023;13(4):5-10 (In Russ.) https://doi.org/10.26583/gns-2023-04-01
Salting out of americium-241 in the sorption process using a solid-phase extractant
based on TODGA
Aleksandr A. Savelev 0, Valeriy I. Rachkov
National Research Nuclear University «MEPhI», Moscow, Russia
Abstract. Today, the «Proryv» project is developing effective methods of reprocessing irradiated nuclear fuel (SNF) to return long-lived radionuclides to the fuel cycle to close it. One of the challenges of closed fuel cycle development is the reprocessing of highly active nitric acid raffinates from the PUREX-process. To achieve this task, it is necessary to separate americium-241 from liquid radioactive waste. When processing and fractionating liquid radioactive waste, extraction and sorption technologies for the extraction, purification and concentration of radionuclides are widely used. The highest efficiency and selectivity in the extraction processes of actinoids (III) and lanthanides (III) with rare earth elements (REE) and transplutonium elements (TPE) from nitric acid solutions of spent nuclear materials reprocessing were shown by extractants based on N, N, N', N'-tetraoctyldiglycolamide (TODGA).
© Савельев А.А., Рачков В.И., 2023
Before using a solid-phase extractant based on TOGDA, the ions of the substance in solution must be converted to neutral complexes or other non-dissociated compounds. This can be achieved by adding neutral salts to the solution, which reduce the solubility of the elements to be separated, shift the extraction distribution and significantly increase the extraction efficiency. The extracted substance is extracted in the form of a new phase - solid precipitate, liquid or gas phase, and in the case of liquid extraction there is an increase in the capacity of the extractant for the target component. Therefore, the addition of salts-salting agents to the aqueous phase to increase the ionic strength of the solution increases the distribution coefficients of extracted substances, which in turn increases the capacity of sorbents. The purpose of this work is to study the process of salting out of americium-241 during sorption using an experimental modified sample of solid-phase extractant based on TODGA in the studied model solutions of liquid radioactive waste with a uranium macrocomponent for different NaNO3 contents. The study revealed that the highest distribution coefficients for the sorption of americium-241 and uranium were obtained in a solution containing 100 g/l NaNO3, but for uranium this effect is much less pronounced than for americium-241. During the study of the sorption kinetics of americium-241 and uranium, the salting effect was revealed, which is confirmed by the values of the equilibrium concentrations of americium-241 and uranium in solution at the same time point but with different NaNO3 concentrations. The difference in the equilibrium concentrations for americium-241 was an order of magnitude towards its decrease when NaNO3 concentration was increased up to 100 g/litre. The use of this effect makes it possible to obtain the maximum capacity for americium-241 in the system with uranium macrocomponents.
Keywords: americium-241, salting out, sorption, TODGA.
Введение
На сегодняшний день в проекте «Прорыв» разрабатываются эффективные методы переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) для возвращения в топливный цикл долгоживущих радионуклидов с целью его замыкания [1-3]. Одной из задач разработки замкнутого топливного цикла является переработка высокоактивных азотнокислых рафинатов PUREX-процесса [4-6]. Для реализации данной задачи требуется выделение наиболее радиоактивных минорных актинидов - америция-241 и кюрия-244, которые образуются при работе реактора и находятся в облученном топливе [5, 7]. Основные изотопы кюрия имеют короткий период полураспада и обладают высокой радиоактивность, в том числе нейтронную, что значительно повышает радиоактивность ядерного топлива при возвращении его в реактор для трансмутации, затрудняя его производство и переработку. Поэтому, желательно извлекать кюрий из облученного топлива при переработке и хранить его в течении 50-100 лет, возвращая в реактор продукты его распада - изотопы плутония и долгоживущий кюрий. Америций-241 необходимо выделять из ОЯТ по нескольким причинам. Во-первых, это высокотоксичный и долгоживущий элемент с периодом полураспада 432,6 года (распадается в нептуний-237 с периодом полураспада более 2,2 миллиона лет). Во-вторых, при хранении ОЯТ с америцием-241 растет его альфа-активность (за счет распада плутония-241 с периодом полураспада около 14 лет). В заключении следует отметить, что амери-ций-241 проявляет химические свойства как редкоземельные элементы (РЗЭ), которых в облученном топливе довольно много (лантан, церий, неодим и др.). Выделение минорных актинидов позволит осуществлять трансмутацию в реакторах IV поколения с получением короткоживущих радионуклидов или стабильных элементов [8]. Концепция выделения минорных актинидов позволит существенно сократить суммарную активность ОЯТ в долгосрочной перспективе. Однако разделение америция, кюрия и лантаноидов -сложная задача, поскольку химические свойства этих элементов очень похожи [9].
В проекте «Прорыв» реализуется комплексный подход к переработке высокоактивных отходов, т.е.
фракционирование - выделение в одном цикле переработки сразу нескольких групп схожих по химических, одинаковым/однородным физическим свойствам радионуклидов. При переработке и фракционировании жидких радиоактивных отходов (ЖРО) широко используют экстракционные и сорбционные технологии извлечения, очистки и концентрирования радионуклидов [10-13]. Наибольшую эффективность и избирательность в процессах экстракции актиноидов (III) и лантаноидов (III) с редкоземельными (РЗЭ) и трансплутониевыми элементами (ТПЭ) из азотнокислых растворов переработки отработавших ядерных материалов показали экстрагенты на основе N, N, N', N' - тетраоктилдигликольамида (ТОДГА) [14-18]. Структура ТОДГА представлена на рисунке 1.
о о
Рисунок 1. Структура N, N, N', N' - тетраоктилдигликольамида (ТОДГА) Figure 1. Structure of N, N, N', N' - tetraoctyldiglycolamide (TODGA)
Тем не менее, у экстрагентов имеются существенный недостаток - низкая емкость из-за образования третьей фазы в растворе и физический унос экстра-гента. Одним из способов исключения этих недостатков является иммобилизация экстрагента на твердом пористом носителе (грануле), что также упрощает аппаратурное оформление и существенно снижает расход экстрагента. Однако в результате стабилизации поверхности раздела фаз в гранулах пористого материала и увеличении диффузионных затруднений несколько замедляется скорость экстракции металлов. Во многих случаях так называемая «гранульная» экстракция оказывается эффективной при извлечении металлов из сложных растворов благодаря возможности широкого варьирования типа матрицы, состава экстрагента в гранулах и способа его введения в твердый носитель. Эти параметры позволяют подобрать благоприятные условия экстракции металлов. Полученные результаты исследований применения ТОДГА привели к созданию твердофазных экстрагентов
(ТВЭКС), получаемых с помощью полимеризации мономеров в присутствии экстрагента. При изготовлении ТВЭКСа тип мономера и содержание экстра-гента оказывают решающее влияние на размер, количество и характер расположения микроячеек, содержащих экстрагент, степень их соединенности между собой и с внешней поверхностью гранул, что определяет в конечном счете как механические, так и экстракционные свойства ТВЭКСов [19].
При этом емкость зависит как от количества им-прегнированного экстрагента, так и от состава водной фазы, в которой вещества находятся в виде ионов, слабо переходящих в фазу твердофазного экстрагента. Поэтому перед использованием ТВЭКС ТОДГА ионы вещества в растворе должны быть переведены в нейтральные комплексы или другие недиссоцииро-ванные соединения. Этого можно достичь путем добавления в раствор нейтральных солей, которые снижают растворимость разделяемых элементов, смещают экстракционное распределение и значительно повышают эффективность извлечения. Этот эффект называется высаливание и часто встречается при экстракции в высокосолевых исследуемых средах. Высаливанием называется выделение вещества из раствора путем добавления в раствор другого хорошо растворимого в данном растворителе вещества: высаливате-ля. Высаливаемое вещество извлекается в виде новой фазы - твердого осадка, жидкой или газовой фазы, причем в случае жидкостной экстракции происходит увеличение емкости экстрагента по целевому компоненту. Высаливание происходит в результате повышения термодинамической активности высаливаемого вещества при добавлении высаливателя, независимо от того, происходит ли образование новой фазы при этом процессе или нет [20]. Поэтому добавление в водную фазу солей-высаливателей, для повышения ионной силу раствора увеличивает коэффициентцы распределения извлекаемых веществ, что в свою очередь, повышает емкость сорбентов. Ранее было проведено исследование сорбции америция-241 и урана с использованием твердофазного экстрагента на основе N N №, N' - тетраоктилдигликольамида (ТВЭКС ТОДГА) [21,22]. Однако в данных статьях не была подробно рассмотрена кинетика америция-241 и урана в процессе их сорбции с использованием опытного модифицированного образца ТВЭКС ТОДГА с различным содержанием NaNO3 в исследуемых растворах. Данная работа посвящена исследованию процесса высаливания америция-241 и урана в процессе их сорбции с целью увеличения емкости ТВЭКС ТОДГА в модельных растворах ЖРО с различным содержанием солей. Данное исследование выполнено в рамках научно-исследовательского проекта: «Расчетно-экспериментальное обоснование радиационно-эквивалентного удаления радиоактивных отходов ПЯТЦ, разработка обеспечивающих технологий и оборудования», проекта «Прорыв».
Постановка задачи исследования
Исследование процесса высаливания америция-241 и урана в процессе их сорбции с использованием ТВЭКС ТОДГА проводилась для наиболее перспек-
тивного опытного модифицированного образца ТВЭКС ТОДГА [19,20]. Состав базовой матрицы образца - высокопористый полистирол; сшивка - диви-нилбензол, содержание стирола, этилстирола и других компонентов полимеризационной смеси соответствует промышленным ТВЭКС-ТБФ и ТВЭКС-ФОР. В образце использовалась модификация базовой по-листирольной матрицы с применением полиакрило-нитрила, позволяющая фиксировать ТОДГА в матрице не только за счет физической адсорбции в микропорах на полистироле, но и за счет ковалентных или координационных связей с функциональными группами матрицы. Дополнительная фиксация ТОДГА в матрице может привести к уменьшению вымываемо-сти экстрагента и улучшению эксплуатационных характеристик синтезированного ТВЭКСа. Кроме того, модификация состава матрицы и ее промежуточная обработка могут сказаться на скорости диффузии целевых компонентов и, соответственно, кинетических характеристиках ионообменных процессов. Опытный модифицированный образец представлен на рисунке 2, его состав представлен в таблице 1.
Рисунок 2. Исследуемый опытный модифицированный образец ТВЭКС ТОДГА Figure 2. The experimental modified sample of solid-phase ex-tractant based on TODGA under study
Таблица 1. Состав опытного модифицированного образца ТВЭКС ТОДГА
Table 1. Composition of an experimental modified sample of solid-phase extractant based on TODGA
Модифицирующий мономер (содержание 40% масс) Нитрил акриловая кислота
Содержание ТОДГА, % масс 40
Тип функционала катионит
Полная объемная емкость матрицы, мг-экв/г 0,72
Степень конверсии НАК, % 25
Содержание полимера НАК, % масс 30
Температура гидролиза, 0С 70
Пористость матрицы, % 57,7
Удельная поверхность матрицы, м2/г 11,8
В исследовании в качестве соли-высаливателя использовали NaNO3. Для исследования процесса высаливания в системе америция-241 и урана в процессе сорбции в эксперименте использовался метод ограниченного объема, т.е. обменный процесс происходит в реакторе с постоянным объемом перемешиваемого раствора. Аналитический контроль объемной активности америция-241 (59,54 кэВ) проводился с использованием гамма-спектрометрического автоматизиро-
s
ванного спектрометра. Погрешность каждого измерения составляла не более 12-13%. Измеренная гамма-спектрометрическим методом объемная активность америция-241 в растворе затем пересчитывалась в размерность мг/л. Определение содержания урана в модельных растворах, содержащих америций-241, проводилось с использованием метода ГСР-МБ (масс-спектрометрия с индуктивно-связанной плазмой). Погрешность измерения составляет 5 % [23].
Для расчета содержания америция-241 и урана в ТВЭКС ТОДГА, в соответствии с материальным балансом, использовалась следующая формула (1):
C = V (C -С )/V , (i)
MeТВЭКС р-;Л исхМе остМе ' ТВЭКС ' v '
где Vр-р - объем раствора, мл;
CucхMe - исходная концентрация радионуклида в растворе, мг/л;
C(ccтмe - остаточная концентрация радионуклида в растворе, мг/л;
Vтюкc - объем ТВЭКС, мл;
СМеТВЭКС - концентрация радионуклида в ТВЭКС, мг/л.
Коэффициент распределения определялся по формуле (2):
K = c / С
d CMeТВЭКС MeР-Р '
(2)
где ^е^ - концентрация радионуклида в растворе, мг/л.
Проведение эксперимента
С применением описанных выше методик аналитического контроля и формул для расчета содержания америция-241 и урана, с учетом материального баланса (1-2), было проведено исследование их кинетики из модельных высокосолевых растворов ЖРО с различным содержанием №N0^
Для этого было приготовлено три модельных низкокислотных (рН=3,4) раствора со следующими со-
О NaNO3-10 г/л О NaNO3-50 г/л □ NaNO3-100 г/л
ставами:
0,05
0,045
0,04 1 1
0,035 Ts 0,03 s 1 P o\
i 0,025 m
j 0,02 >\
0,015 %
0,01 \\
0,005
Ч О ч
— - - 2_
50
100
150 t, мин
200
250
300
Рисунок 3. Кинетика сорбции америция-241 в модельных
растворах ЖРО с различным содержанием NaNO3 Figure 3. Kinetics of americium-241 sorption in model solutions of LRW with different NaNO3 contents
1. NaN03 - 10 г/л: америций-241 - 0,044 мг/л; уран
- 1452 мг/л;
2. NaN03 - 50 г/л: америций-241 - 0,031 мг/л; уран
- 1014 мг/л;
3. №Ш3 - 100 г/л: америций-241 - 0,040 мг/л; уран - 1000 мг/л.
Эти исследуемые модельные растворы ЖРО характеризуются высоким солевым составом и относительно низкой кислотностью среды. Объемное соотношение растворов и ТВЭКСа составляло 50:1 (мл). Исследования проводили при комнатной температуре с непрерывном перемешиванием механическими мешалками. Время контакта образца в растворах длилось в течение 300 минут. На основании полученных данных были построены кинетические кривые сорбции америция-241 (рис. 3) и урана (рис. 4) в зависимости от содержания №N03 в растворе.
Обсуждение результатов
Из анализа кинетики сорбции америция-241, приведенного на рисунке 3, следует, что если сравнить равновесные концентрации америция-241 в растворе в одной той же точке (300 минут) в последовательности 10 - 50 - 100 г/л NaN0з, то они будут иметь значения соответственно значения 0.002 - 0.001 - 0.0007 мг/л. Таким образом, можно констатировать, что в данной системе наблюдается слабый эффект высаливания. При анализе зависимости, представленной на рисунке 4, можно сделать вывод, что при содержании 100 и 50 г/л NaN03 кинетика сорбции урана практически совпадают. Подтверждают высказанное предположение данные, приведенные в таблице 2, при сравнении коэффициентов распределения америция-241 и урана при разном солевом фоне раствора.
Анализ данных, представленных в таблице 2, показывает, что наиболее высокие коэффициенты распределения при сорбции америция-241 и урана были получены в растворе с содержанием 100 г/л NaN03,
1400
1200
1000
-g 800 S
tjf 600 400 200 0
о
s
ч.
о
О NaNO3-10 г/л О NaNO3-5O г/л □ NaNO3-1OO г/л
----------
■0----
.....„.¡о
□
50
100
150 200 t, мин
250
300
Рисунок 4. Кинетика сорбции урана в модельных растворах ЖРО с различным содержанием NaNO3 Figure 4. Kinetics of uranium sorption in model solutions of LRW with different NaNO3 contents
0
0
0
Таблица 2. Сравнение величин коэффициентов распределения для америция-241 и урана из модельных растворов ЖРО с содержанием 10 - 50 - 100 г/л NaNO3
Table 2. Comparison of the values of the distribution coefficients for americium-241 and uranium from model LRW solutions containing 10 - 50 - 100 g/l NaNO3
Время контакта, мин. Kdv для 10 г/л NaNO3 Kdv для 50 г/л NaNO3 Kdv для 100 г/л NaNO3 KdAm-241 для 10 г/л NaNO3 KdAm-241 для 50 г/л NaNO3 KdAm-241 для 100 г/л NaNO3
10 12 31 40 29 0.018 0.025
20 27 16 47 17 66 113
60 29 18 42 102 806 506
180 32 31 39 334 1663 1920
240 38 30 40 753 1663 2117
300 а 27 59 931 1743 3045
Примечание: а результат не получен
однако для урана этот эффект выражен значительно меньше, чем для америция-241. В процессе исследования кинетики сорбции америция-241 и урана был выявлен эффект высаливания, который подтверждается величинами равновесных концентраций америция-241 и урана в растворе в одной и той же точке времени, но с разной концентрацией МаМ03. Для америция-241 разница в равновесных концентрациях составила порядок в сторону ее уменьшения при увеличении концентрации МаМ03 до 100 г/л. Данный эффект позволяет получить максимальную емкость по америцию-241 в системе с урановым макрокомпонентов.
Выводы
В работе проведено исследование процесса высаливания америция-241 и урана в процессе их сорбции с использованием опытного модифицированного образца ТВЭКС ТОДГА с различным содержанием
№N0 в исследуемых модельных высокосолевых растворах ЖРО с урановым макрокомпонентом. Наиболее высокие коэффициенты распределения при сорбции америция-241 и урана были получены в растворе с содержанием 100 г/л МаМ03> однако для урана этот эффект выражен значительно меньше, чем для амери-ция-241. В процессе исследования кинетики сорбции америция-241 и урана был выявлен эффект высаливания, который подтверждается величинами равновесных концентраций америция-241 и урана в растворе в одной и той же точке времени, но с разной концентрацией NaNO3. Для америция-241 разница в равновесных концентрациях составила порядок в сторону ее уменьшения при увеличении концентрации NaNO3 до 100 г/л. Использование данного эффекта позволяет получить максимальную емкость по америцию-241 в системе с урановым макрокомпонентов.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ / REFERENCES
1. Adamov E.O., Mochalov Y.S., Rachkov V.I., Khomyakov Yu.S., Shadrin A.Yu. et al. Spent nuclear fuel reprocessing and nuclear materials recycling in two-component nuclear energy. Atomic energy. 2021;130:29-35. https://link.springer.com/article/10.1007/s10512-021-00769-w
2. Адамов Е.О., Каширский А.А., Муравьев Е.В., Толстоухов Д.А. Структура и параметры двухкомпонентной ядерной энергетики при переходе к замыканию ядерного топливного цикла. Известия Российской академии наук. Энергетика. 2016;5:14-32. EDN: WRJCHH. Режим доступа: https://elibrary.ru/download/elibrary 26931859 70056435.pdf (дата обращения: 25.07.2023).
3. Адамов Е.О., Алексахин Р.М., Большов Л.А., Дедуль А.В., Орлов В.В. и др. Проект «Прорыв» - технологический фундамент для крупномасштабной ядерной энергетики. Известия Российской академии наук. Энергетика. 2015;1:5-13. EDN TLUFGN. Режим доступа: https://elibrary.ru/download/elibrary 23112795 31777322.pdf (дата обращения: 25.07.2023).
4. Shadrin A.Y., Ivanov V.B., Skupov M.V., Troyanov V.M., Zherebtsov A.A. Comparison of closed nuclear fuel cycle technologies. Atomic Energy. 2016;(121):119-126. https://doi.org/10.1007/s10512-016-0171-2
5. Мясоедов Б.Ф. Калмыков С.Н., Шадрин А.Ю. Химические технологии замыкания ядерного топливного цикла. Вестник Российской академии наук. 2021;(91)5:459-469. EDN: UHXNNP. https://doi.org/10.31857/S0869587321050170
6. Ровный С.И., Шевцев П.П. Современное состояние и пути совершенствования радиохимической технологии выделения и очистки урана и плутония. Вопросы радиационной безопасности. 2007;2(46):5-13. EDN: JUUSRF. Режим доступа: https://elibrary.ru/download/elibrary 11643604 37252633.pdf (дата обращения: 25.07.2023).
7. Sharov V.E., Kostikova G.V. Influence of the nature of the diluent on the extraction of Eu(III), Am(III), and Cm(III) with N,NN'NI-Tetrabu1yldiglycolamide from nitric acid solutions. Radiochemistry. 2023;(65):45-51. https://doi.org/10.1134/S1066362223010071
8. Potential benefits and impacts of advanced nuclear fuel cycles with actinide partitioning and transmutation. Paris: OECD Publishing. NEA. 2011. Available at: https://www.oecd-nea.org/jcms/pl 14572/potential-benefits-and-impacts-of-advanced-nuclear-fuel-cycles-with-actinide-partitioning-and-transmutation?details=true (accessed: 15.07.2023).
9. Runde W.H., Schulz W.W. Americium. In: Morss L.R., Edelstein N.M., Fuger J. (eds) The chemistry of the actinide and transactinide elements. Springer, Dordrecht. 2008. Р. 1265-1395. https://doi.org/10.1007/1-4020-3598-5 8
10. Lyzlova E.V., Glukhova A.V., Konnikov A.V., Dyug K.O. Development of a sorption technique for the selective separation of plutonium and americium from nitric acid intermediate-level wastes of chemical and metallurgical production. Radiochemistry. 2022;64(2):176-182. EDN: YBOFJM. https://doi.org/10.1134/S1066362222020096
1G
11. Milyutin V.V., Gelis V.M., Nekrasova N.A., Firsova L.A., Kharitonov O.V., Baulin V.E. Sorption of REE(III), Th(IV), and U(VI) ions from nitric acid solutions with sorbents based on tetraoctyldiglycolamide. Radiochemistry. 2015;57(5)513-517. EDN VAGAEX. https://doi.org/10.1134/S1066362215050100
12. Виданов В.Л., Парабин П.В., Гуров Г.Л. Широков С.С., Шадрин А.Ю. «Горячий» тест разделения америция и кюрия методом вытеснительной комплексообразовательной хроматографии. Радиохимия. 2023;65(3):234-239. EDN: ENRFDS. https://doi.org/10.1134/S1066362223030049
13. Milyutin V.V., Khesina Z.B., Laktyushina A.A. Buryak A.K., Nekrasova N.A., Kononenko O.A., Pavlov Yu.S. Chemical durability and radiation resistance of sorbents based on N,N,N',N'-tetra-n-octyldiglycolamide. Radiochemistry. 2016;58(1):59-62. EDN: WSLYNB. https://doi.org/10.1134/S1066362216010094
14. Mokhodoeva O.B., Myasoedova G.V., Zakharchenko E.A. Solid-phase extractants for radionuclide preconcentration and separation. New possibilities. Radiochemistry. 2011;53(1):35-43. EDN: OCDEEH. https://doi.org/10.1134/S106636221101005X
15. Ansari S., Pathak P., Mohapatra P., Manchanda V.K. Chemistry of diglycolamides: promising extractants for actinide partitioning. Chemical Reviews. 2012;(3)112:1751-1772. https://doi.org/10.1021 /cr200002f
16. Ansari S.A., Pathak P.N., Manchanda V.K., Husain M., Prasad A.K., Parmar V.S. N,N,N',N'- tetraoctyl diglycolamide (TODGA): a promising extractant for actinide partitioning from high level waste (HLW). Solvent Extraction and Ion Exchange. 2005;23(4):463-479. https://doi.org/10.1081/SEI-200066296
17. Sasaki Y., Tachimori S. Extraction of actinides (III), (IV), (V), (VI), and lanthanides (III) by structurally tailored diamides. Solvent Extraction and Ion Exchange. 2002;20(1):21-34. https://doi.org/10.1081/SEI-100108822
18. Horwitz E.P., McAlister D.R., Bond A.H., Barrans Jr R.E. Novel extraction of chromatographic resins based on tetraalkyldi-glycolamides: characterization and potential applications. Solvent Extraction and Ion Exchange. 2005;23(3):319-344. https://doi.org/10.1081/SEI-200049898
19. Коровин В.Ю., Рандаревич С.Б. Синтез, свойства и применение твердых экстрагентов (обзор). Химическая технология. 1991;(5):3. Режим доступа: https://scholar.google.com/citations?view op=view citation&hl=ru&user=wd3JTiYAAAAJ& citation for view=wd3JTiYAAAAJ:dshw04ExmUIC (дата обращения: 02.08.2023).
20. Аляпышев М.Ю., Бабаин В.А., Кенф Е.В. и др. Способ выделения америция из жидких радиоактивных отходов и отделения его от редкоземельных элементов. Патент РФ № 2603405 RU. Дата публикации 27.11.2016. Бюл. №33. Режим доступа: https://new.fips.ru/registers-doc-view/fips servlet?DB=RUPAT&DocNumber=0002603405&TypeFile=html (дата обращения: 02.08.2023).
21. Klochkova N.V., Savel'ev A.A., Pozdnyakova N.Y., Pisanenko S.S., Anan'ev A.V. Investigation of americium sorption from model liquid radwaste solutions using TODGA-based solid-phase extractant. Atomic Energy. 2019;127:40-44. https://doi.org/10.1007/s10512-019-00581-7
22. Савельев А.А., Клочкова Н.В., Рачков В.И. Определение коэффициентов диффузии америция и урана в процессе их сорбции на твердофазном экстрагенте на основе ТОДГА. Вестник Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ». 2020;9(4):293-297. EDN: EBLTGY. https://doi.org/10.1134/S2304487X20040070
23. Савельев А.А., Клочкова Н.В., Рачков В.И. Методы аналитического контроля америция-241 и урана в процессе их сорбции на твердофазном экстрагенте на основе ТОДГА. Ядерная физика и инжиниринг. 2021;12(1):16-20. EDN: GKYTQM. https://doi.org/10.56304/S2079562920060482
ВКЛАД АВТОРОВ:
Савельев А.А. - изучение тематического материала, систематизация информации, выявление и исследование факторов, требующих дополнительных исследований и принятия компенсирующих мер для решения проблем, написание текста статьи;
Рачков В.И. - концепция и качественная разработка исследования.
ИСТОЧНИКИ ФИНАНСИРОВАНИЯ:
Работа выполнена без внешних источников финансирования.
КОНФЛИКТ ИНТЕРЕСОВ: Конфликт интересов отсутствует.
ИНФОРМАЦИЯ ОБ АВТОРАХ:
Александр Александрович Савельев, старший преподаватель института ядерной физики и технологий, Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», г. Москва, Российская Федерация. ORCID: https://orcid.org/0009-0003-7975-9211 e-mail: [email protected]
Валерий Иванович Рачков, член корреспондент РАН, доктор технических наук, процессор, заведующий кафедрой теплофизики института ядерной физики и технологий, Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», г. Москва, Российская Федерация. e-mail: [email protected]
Поступила в редакцию 29.09.2023 После доработки 14.11.2023 Принята к публикации 21.11.2023
AUTHORS' CONTRIBUTION:
Savelev AA. - study of thematic material, systematization of information, results analysis, identification and researching factors requiring further research and the implementation of compensatory measures to address is-sues writing the text of the article;
Rachkov V.I. - conceptualization and qualitative research design.
FUNDING:
The study had no external funding.
CONFLICT OF INTEREST: No conflict of interest.
INFORMATION ABOUT THE AUTHORS:
Aleksandr А. Savelev, Senior Lecturer at the Institute of
Nuclear Physics and Technology, National Research Nuclear
University «MEPhl», Russian Federation.
ORCID: https://orcid.org/0009-0003-7975-9211
e-mail: [email protected]
Valeriy I. Rachkov, Corresponding Member of the Russian Academy of Sciences, Doctor of Technical Sciences, Processor, Head of the Department of Thermophysics, Institute of Nuclear Physics and Technology, National Research Nuclear University «MEPhI», Russian Federation. e-mail: [email protected]
Received 29.09.2023 Revision 14.11.2023 Accepted 21.11.2023
