Vol 65, No 2 (2023)

В обзоре отмечается и обосновывается ключевая роль Арктической зоны в социально-экономическом развитии Российской Федерации, дается определение и детальное описание ее радиоэкологического состояния, раскрываются причины, приведшие к радиоактивному загрязнению арктической территории и акватории, приводятся источники этого загрязнения и их относительный вклад в общую картину, а также предпринятые меры по ликвидации или значительному снижению загрязнений. Показана определяющая роль ГК «Росатом» в развитии международного сотрудничества в рамках Глобального партнерства в ликвидации радиоэкологического загрязнения Арктики в рамках разработанного и выполненного Стратегического мастер-плана комплексной утилизации атомных подводных лодок и экологической реабилитации обслуживающей инфраструктуры флота, реализация которого позволила освободить основные объекты Северо-запада России от «ядерного наследия» холодной войны. Приводится ряд данных и фотографий объектов до и после выполнения работ по их реабилитации от радиационных загрязнений. В обзоре дается информация о состоянии и различных вариантах решения радиоэкологических проблем других радиационно-опасных объектов, таких как затопленные в арктической акватории объекты с ОЯТ, возможные варианты вывоза ОЯТ с Билибинской АЭС, реабилитации мест аварийных мирных ядерных взрывов, уменьшения выноса в море радионуклидов северными реками. По всем этим направлениям учеными РАН ведутся и будут продолжены исследования, направленные на сбережение и улучшение экологии «Русского Севера».

Проведена оценка эффективности волоксидации смешанного нитридного уран-плутониевого отработавшего ядерного топлива (СНУП ОЯТ) для отделения топливной композиции от оболочек твэлов и удаления ³H и ¹⁴C. Показано, что полнота отделения ОЯТ от оболочек твэлов в оптимальных условиях находится на уровне 98-99%. Остаточное содержание трития в волоксидированном топливе не превышает 0.2% от его содержания в исходном образце ОЯТ, радиоуглерод удаляется на 98%.

Предложена простая сублимационная технология разделения лютеция и иттербия, которая уже на стадии предварительных экспериментов показала свою эффективность: а) полнота отделения Yb в результате кратковременного термического отжига составляет не менее 98%, перегнанный продукт полностью свободен от ¹⁷⁷Lu, дополнительная подготовка иттербия к повторному облучению не требуется; б) для окончательной очистки ¹⁷⁷Lu от иттербия может быть использована традиционная ионообменная хроматография.

Показаны условия окисления Am(III) до Am(VI), его восстановления до Am(V) и определена устойчивость этих форм в 0.1 моль/л азотнокислом модельном растворе актинид-лантанидной фракции высокоактивных отходов (ВАО), содержащем изотопы америция и кюрия, а также празеодим как имитатор поведения осколочных лантанидов. Установлено, что около 30% америция в состоянии окисления Am(V) от его исходного содержания в модельном растворе, содержащем высаливатель - нитрат аммония - в количестве 8 моль/л, переходит в органическую фазу за одну стадию экстракции 30%-ным раствором трибутилфосфата в разбавителе Изопар М. При этом Cm и Pr экстрагируются на 80-85%. Коэффициент распределения Am составил около 0.1, Cm и Pr - около 1, а фактор отделения Am от Cm и Pr составил около 10. Таким образом, показана возможность селективного выделения америция из ВАО для его последующей трансмутации в быстрых реакторах.