Труды КНЦ. Технические науки. – 2026. - № 2

Abstract Information is provided on practical laboratory experience in the dissolution of plutonium compounds in nitric acid, including plutonium nitride. It is shown that when the powder of plutonium nitride obtained by the hydride method is dissolved in solutions of nitric acid containing the fluoride anion, in most cases the rate of gas release does not exceed 3 liters per minute per 1 kg of nitride. The dissolution process proceeds smoothly, without foaming the solution. The rate of dissolution and completeness of dissolution of plutonium nitride increase with increasing concentrations of nitric acid and fluoride anion in the solution, whereas aluminum cations negatively affect the dissolution process. The main gaseous product of the reaction upon dissolution of plutonium nitride powder obtained by the hydride method is diazote N 2 (up to 95 %). It is shown that when plutonium nitride, highly enriched in nitrogen-15, is dissolved in nitric acid, its isotopic dilution to a concentration of ~55.6 % should be expected. Keywords: plutonium nitride, plutonium dioxide, dissolution in nitric acid, mixed uranium-plutonium nitride fuel, nitrogen isotopes, nitrogen-15, isotopic dilution For citation: Dissolution of plutonium nitride in nitric acid as applied to the reprocessing of nitride fuel enriched with nitrogen-15 / L. V. Arseenkov [at al.] // Transactions of the tola Science Centre of RAS. Series: Engineering Sciences. 2026. Vol. 17, No. 2. P. 86-98. doi:10.37614/2949-1215.2026.17.2.008 Введение Смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП) топливо в настоящее время считается наиболее перспективным топливом атомных реакторов на быстрых нейтронах [1, 2]. Нитриды урана и плутония, составляющие основу СНУП-топлива, отличаются высокой плотностью, позволяя формировать компактные активные зоны с высокими нейтронными потоками, они также обладают высокой теплопроводностью, что препятствует накоплению тепла в центре таблеток и обеспечивает тем самым безопасность эксплуатации реакторов перспективных АЭС даже на высокой мощности. Высокая электропроводность СНУП-топлива позволяет формировать таблетки из порошков (U,Pu)N методом электроискрового спекания, что недоступно при работе с оксидным ядерным топливом, имеющим низкую величину электропроводности. Масштабное введение в эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах, использующих СНУП-топливо, рассматривается в качестве основного варианта замыкания ядерного топливного цикла, при котором будут решены вопросы вовлечения в энергетический процесс урана-238 и накопленного плутония, что обеспечит атомную энергетику топливом на многие сотни лет и позволит существенно сократить объемы захораниваемого отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). При замыкании ядерного топливного цикла, использующего реакторы на быстрых нейтронах, должна обеспечиваться переработка ОЯТ с выгоранием тяжелых атомов более 6 %, имеющего минимальную выдержку после облучения (до 1 года) [2]. В рамках отечественного проекта «Прорыв» разрабатывается комбинированная технология переработки нитридного ОЯТ с малым временем выдержки, включающая как пиро-, так и гидрометаллургические процессы [2-8]. Пирохимические стадии при этом решают проблему устранения основной части тепловыделяющих компонентов из ОЯТ, несовместимых с водными растворами, а гидрометаллургия отвечает за доочистку делящихся материалов перед их возвращением в топливный цикл. В последние десятилетия активно рассматривается возможность замены в СНУП-топливе азота с природным изотопным составом на высокообогащенный азот-15 с содержанием 15N 90 % и выше [9-21]. Если в СНУП-топливе реакторов на быстрых нейтронах использовать азот, обогащенный по 15N, это позволит при первичной загрузке экономить от 13 до 27 % СНУП-топлива [9] и значительно сократить паразитную наработку высокотоксичных углерода-14 и трития. Однако высокая стоимость азота-15, сопоставимая со стоимостью драгметаллов [10], требует заново пересмотреть технологию синтеза смешанного нитрида урана-плутония и фабрикации СНУП-топлива [11], а также переработки нитридного изотопно-модифицированного ОЯТ, подбирая условия и режимы технологических процессов таким образом, чтобы обеспечить повторное использование этого изотопа, избежав при этом его потерь и изотопного разбавления. При гидрометаллургической переработке ОЯТ на основе смешанного нитрида урана-плутония, как и при переработке оксидного топлива, предусмотрено его растворение в азотной кислоте. Вопросу