Труды КНЦ. Технические науки. – 2026. - № 1

Труды Кольского научного центра РАН. Серия: Технические науки. 2026. Т. 17, № 1. С. 29-40. Transactions of the Kola Science Centre of RAS. Series: Engineering Sciences. 2026. Vol. 17, No. 1. P. 29-40. 8Tananaev Institute of Chemistry—Subdivision o f the Federal Research Centre “Kola Science Centre o f the Russian Academy o f Sciences” (ICT KSC RAS), Apatity, Russia 1AMSafiulina@bochvar.ru, https://orcid.org/0000-0003-3107-6086 3A VLizunov@bochvar.ru, https://orcid.org/0000-0002-4299-6681 4galyna_k@mail.ru, https://orcid.org/0000-0001-5740-0038 5zhilov@bk.ru, https://orcid.org/0000-0002-6013-7936 7i.tananaev@ksc.ru, https://orcid.org/0000-0002-2159-8182 Abstract A technology for the extraction of zirconium (IV) from solutions of high-level waste, adapted to the existing equipment scheme of the PUREX process, has been developed using the example of model solutions in tributyl phosphate in a hydrocarbon diluent. An experimental simulation of the calculated 5-stage counter-current cascade was carried out, and good agreement between the calculated and experimental results was shown. The methods for re-extraction of Zr4+ from the loaded organic phase were selected, the number of stages of exhaustion of Zr4+ from the loaded organic phase under the selected conditions was calculated. A fundamental technological scheme for the extraction method of zirconium recovery from Eastern Administrative Okrug is proposed which does not require a radical reconstruction of existing high-level nuclear fuel reprocessing facilities. Keywords: extraction, zirconium, organophosphorus compounds, tributyl phosphate, countercurrent cascade, spent nuclear fuel reprocessing, closed nuclear fuel cycle For citation: Extractive recovery of zirconium into tributyl phosphate during the processing of high-level radioactive waste / A. M. Safiulina [et al.] // Transactions of the Kda Science Centre of RAS. Series: Engineering Sciences. 2026. Vol. 17, No. 1. P. 29-40. doi:10.37614/2949-1215.2026.17.1.004. Введение Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) остается ценным сырьем для повторного использования, несмотря на исчерпание энергетического потенциала для реакторной эксплуатации [Status..., 2011; Адамов и др., 2012; Тананаев и др., 2016; Адамов и др., 2021; Gutorova et al., 2024]. Переработка ОЯТ концептуально аналогична переработке концентрата любого комплексного полиметаллического минерала для извлечения содержащихся в нем ценных элементов. В данном случае «руда», или, по сути, концентрат, представляет собой твердый керамический диоксид урана с рядом других элементов (в общей сложности около 4 % [Шмелев, 2008]), включая как продукты деления, так и актиниды, образующиеся в реакторе. Кроме диоксида урана на переработку с ОЯТ поступают и конструкционные материалы (ТВС — тепловыделяющая сборка), содержащие в основной массе металлический цирконий. Основные ключевые стадии переработки ОЯТ заключаются: в выдержке (охлаждении) в бассейнах сроком 3 -1 0 лет; транспортировке ОЯТ на перерабатывающее предприятие; механической подготовке (резка ТВС); волоксидации ОЯТ — в дополнительном окислении при термической обработке в атмосфере кислорода; химическом растворении в азотной кислоте; гидрометаллургическом выделении и последующем разделении компонентов с извлечением ценных материалов — урана и плутония, пригодных для повторного использования в ядерных реакторах; кондиционировании радиоактивных отходов (РАО) для минимизации их объема и активности. Все коммерческие заводы по переработке топлива используют хорошо зарекомендовавший себя гидрометаллургический процесс PUREX (извлечение плутония и урана), который очень эффективно разделяет уран и плутоний. Это включает растворение топливных элементов в концентрированной азотной кислоте. Затем осуществляется химическое разделение урана и плутония с помощью экстракции растворителем (при необходимости также может быть извлечен нептуний, который может использоваться для производства Pu-238 для термоэлектрических генераторов космических аппаратов). Pu и U могут быть возвращены на входную сторону топливного цикла — уран на завод по переработке перед обогащением, а плутоний непосредственно на производство МОКС-топлива [Status..., 2011]. В настоящее время цирконий рассматривается в ОЯТ как компонент радиоактивных отходов, а не как ценный продукт. В технологических схемах (PUREX и др.) основное внимание уделяется выделению урана и плутония. Цирконий удаляется вместе с другими продуктами деления в форме твердых осадков, которые подвергаются остекловыванию или захоронению. Хотя цирконий не является © Сафиулина А. М., Лизунов А. В., Костикова Г. В., Жилов В. И., Михалюк В. С., Тананаев И. Г., 2026 3 0