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

выделения газа начинается сразу же при контакте раствора кислоты с нитридом, еще до начала нагревания; растворение протекает спокойно, без вспенивания раствора. Скорость и полнота растворения нитрида плутония возрастают при увеличении в растворе концентрации азотной кислоты и фторид- аниона, тогда как катионы алюминия отрицательно влияют на процесс растворения. Основным газообразным продуктом реакции при растворении порошка нитрида плутония, полученного гидридным методом, является диазот N 2 (до 95 %). Показано, что при растворении в азотной кислоте нитрида плутония, высокообогащенного по азоту-15, следует ожидать его изотопного разбавления до концентрации приблизительно 55,6 % 15N. Список источников 1. Алексеев С. В., Зайцев В. А. Нитридное топливо для ядерной энергетики. М.: Техносфера, 2019,. 240 с. 2. Концептуальные положения Стратегии развития ядерной энергетики России в перспективе до 2100 г. / Е. О. Адамов [и др.] // Атомная энергия. 2012. Т. 112, № 6. С. 319-331. https://doi.org/10.1007/s10512-012-9574-x 3. Сравнение некоторых вариантов технологий замкнутого ядерного топливного цикла / А. Ю. Шадрин [и др.] // Атомная энергия. 2016. Т. 121, № 2. С. 90-97. https://doi.org/10.1007/s10512-016-0171-2 4. РН-процесс — технология переработки смешанного уран-плутониевого топлива реактора БРЕСТ-0Д-300 / А. Ю. Шадрин [и др.] // Радиохимия. 2016. Т. 58, № 3. С. 234-241. https://doi.org/10.1134/S1066362216030085 5. Стратегический взгляд на ядерную энергетику России на современном этапе / П. Н. Алексеев [и др.] // Атомная энергия. 2017. Т. 122, № 3. С. 123-127. https://doi.org/10.1007/s10512-017-0249-5 6. Hydrometallurgical Reprocessing of BREST-0D-300 Mixed Uranium-plutonium Nuclear Fuel / A. Yu. Shadrin [et al.] // Procedia Chemistry. 2016. Ѵ оі . 21. P. 148-155. https://doi.org/10.1016/j.proche.2016.10.021 7. Развитие технологической структуры переработки облученного ядерного топлива АЭС водно - экстракционными методами, ее анализ и подходы к моделированию / Б. Я. Зильберман [и др.] // Атомная энергия. 2009. Т. 107, № 5. С. 273-285. https://doi.org/10.1007/s10512-010-9233-z 8. Решетников Ф. Г. Состояние разработки и производства уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов // Атомная энергия. 2001. Т. 91, № 6. С. 453-458. https://doi.org/10.1023/A:1014811604126 9. А. В. Баловнев [и др.] Исследование нейтронно-физических характеристик реактора БР-1200 с изотопно- модифицированным СНУП-топливом // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2026. № 1. С. 72-82. 10. Экономическое сопоставление методов разделения изотопов азота в перспективе организации производства смешанного нитридного уран-плутониевого топлива, изотопно-модифицированного по азоту-15 / В. Р. Тарасов [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. 2026. № 1 (132). С. 44-55. 11. Технологические особенности изготовления изотопно-модифицированного нитридного уран-плутониевого топлива с рециклом изотопа 15N / В. Р. Тарасов [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. 2025. № 5 (131). С. 87-95. 12. Оценка перспектив использования смешанного нитридного топлива, обогащенного 15N, в быстрых реакторах в замкнутом ядерном топливном цикле / В. Р. Тарасов [и др.] // Атомная энергия. 2025. Т. 138, № 4. С. 190-194. 13. Некоторые оценки использования смешанного нитридного уран-плутониевого топлива, обогащенного 15N, в топливном цикле быстрых реакторов / А. В. Лизунов [и др.] // Атомная энергия. 2022. Т. 132, № 1. С. 3-10. 14. Хорошилов А. В. Крупномасштабное концентрирование 15N с использованием молекулярного азота // Успехи в химии и химической технологии. 2019. Т. XXXIII, № 1. С. 106-108. 15. Хорошилов А. В. Новые рабочие системы и новые условия для разделения изотопов методом химобмена // Успехи в химии и химической технологии. 2019. Т. XXXIII, № 1. С. 102-105. 16. Зо Йе Наинг. Разделение изотопов методом химобмена с термическим обращением потоков: дис. ... канд. техн. наук. М.: РХТУ им. Д.И. Менделеева, 2014. 240 с. 17. Перспективы применения изотопа N-15 в технологии высокоплотного смешанного уран-плутониевого топлива реакторов на быстрых нейтронах / А. А. Семенов [идр.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. 2012. № 2 (73). С. 148-159. 18. Kihara Hitoshi. Method for concentrating nitrogen isotope: the patent US2010206711, 2010-08-19. 19. Kihara H., Kambe T., Hayashida Sh. Method for concentrating heavy nitrogen isotope: the patent US2009071814, 2009-03-19. 20. Хорошилов А. В . Оптимальные условия концентрирования 15N азотнокислотным способом разделения изотопов азота при химическом равновесии фаз: дис. ... канд. хим. наук. М.: РХТУ им. Д.И. Менделеева, 2007. 240 с.