Труды КНЦ вып.9 (ХИМИЯ И МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ вып. 1/2018(9) часть 1)

A b stra c t Separation of lanthanides and actinides can be achieved in a “molten salt — liquid metal” system . Equilibrium electrode potentials have been recorded vs. Cl-/Ch reference electrode and the temperature dependencies of the apparent standard potentials of Nd-(Ga-In) and U-(Ga-In) alloys have been determined. Thermodynamic properties and separation factor of neodimium and uranium were calculated. The obtained data show the perspective of this system use in future innovation technology for recovery of nuclear wastes. Keywords: uranium, neodimium, ternary alloys, molten system, thermodynamics, separation factor. Необходимость повышения безопасности и экономичности ядерного топливного цикла обуславливает все возрастающий интерес к неводным (пирохимическим) технологиям регенерации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций. Пирохимические способы переработки ОЯТ имеют существенные преимущества по сравнению с водной (гидрометаллургической) технологией. Это радикальное сокращение объемов радиоактивных отходов, технологическое обеспечение принципа нераспространения делящихся материалов и удешевление процесса регенерации отработавшего ядерного топлива. Разработка неводных технологий регенерации ОЯТ позволяет реализовать замкнутый ядерный топливный цикл на базе расширенного строительства реакторов на быстрых нейтронах с внутренне присущей им безопасностью. В настоящее время активно исследуется несколько вариантов пирохимических технологий: электрохимическая в расплавах солей, газофторидная, экстракционная— в расплавах металлов и некоторые другие. Получены результаты, свидетельствующие как о сложности технологических процессов и оборудования, так и об их потенциальных возможностях [1]. Одним из наиболее проработанных и перспективных процессов является электрохимическая регенерация ОЯТ в хлоридных расплавах. Этот процесс предполагается использовать в опытно -промышленном комплексе регенерации плотного топлива реакторов на быстрых нейтронах. Цель переработки ОЯТ — отделение основных компонентов топлива от осколочных элементов, главными из которых являются лантаноиды, представляющие собой нейтронные яды, поэтому они должны быть отделены от минорных актинидов. Расплавленные соли обладают высокой радиационной стойкостью, поэтому могут быть использованы в качестве среды для переработки высокоактивного и маловыдержанного топлива. Знание электрохимических свойств лантаноидов и актинидов в расплавленных солях особенно важно для решения поставленной задачи [2]. Цель настоящего исследования заключалась в том, чтобы на основании термодинамических данных оценить влияние состава жидкого биметаллического сплава на коэффициенты разделения урана и неодима в системе «жидкий металл — солевой расплав» при регенерации отработавшего ядерного топлива. Для работы использовали хлориды лития (Sigma-Aldrich > 99,95 %) и калия (квалификации «ХЧ»). Хлорид калия длительное время сушили под вакуумом при медленном подъеме температуры, затем плавили в атмосфере инертного газа и далее подвергали очистке от кислородсодержащих примесей методом направленной кристаллизации. Хлорид лития в дальнейшем использовали без предварительной очистки. Для получения эвтектических смесей заданного состава исходные компоненты сплавляли в необходимом соотношении. Расчетные навески безводного хлорида неодима (Sigma-Aldrich > 99,99 %) вводили в расплав во время эксперимента, а уран — анодным растворением металла перед началом опыта. Для определения температурных зависимостей условных стандартных потенциалов сплавов (E**) использовали метод потенциометрии при нулевом токе. Опыты проводили в кварцевой трехэлектродной ячейке в атмосфере очищенного аргона с помощью потенциостата — гальваностата “ AUTOLAB PGSTAT 302N” c программным обеспечением NOVA 1 . 1 1 . Измерения осуществляли в гальванической ячейке (1) в интервале температур 72 3-82 3 K относительно хлорного электрода сравнения: (-) M e ^ ) |3LiC l-2KC l, Me(III) | 3L iC l-2K C l | С(та.), C bw (+). (1) Концентрацию урана и лантаноидов в расплаве определяли методом отбора проб из электролита. Для определения состава сплавов их растворяли в смеси азотной и хлористоводородной кислот. Полученные растворы анализировали атомно-эмиссионным спектрометрическим методом на приборе “ IC P -M S ” . Значения условного стандартного потенциала сплава рассчитывали по уравнению Нернста: _ „ R / ' Сме(Ш) П \ E Me(Ga-In) E Me(Ga-In) ^ ^ 1X1 , (2) nF -^Me(Ga-In) где E Me(Ga-In) — равновесный потенциал сплава, В ; E Me(Ga-In) — условный стандартный потенциал сплава, В ; n — число электронов; CM^) — концентрация ионов металла в растворителе в мольных долях; •^Me(Ga-In) — концентрация атомов металла в сплаве в мольных долях. Изменение условных стандартных потенциалов сплавов в зависимости от температуры рассчитывали с использованием программного обеспечения OriginPro 7.5, которое позволяет рассчитать ошибки в определении 449