ИСТИНА

После переработки отработавшего топлива энергетических реакторов в высокоактивных отходах (ВАО) остается очень большое количество америция (прежде всего 241Am), которое более. чем в 104 раз превышает аналогичное количество для плутония-239 [1]. Во многом вследствие этого в США оказались от переработки топлива, а во Франции разрабатывают методы выделения америция, а также кюрия, в виде DIAMEX-процесса [2] или EXAM-процесса [3]. Тепловыделение 241Am составляет 0,111 Вт/г, а 244Cm – 2,78 Вт/г, что приводит к сильному разложению экстрагентов. Из-за этого эффективность выделения америция может оказаться недостаточной и от 1 до 5 % 241Am останется в ВАО. В этом случае при переработке остаточных ВАО (после выделения америция и кюрия) целесообразно использовать стеклокерамику, а не стекло, как в настоящее время [4]. Учитывая, что в России в настоящее время для иммобилизации ВАО используется стекло на натрий-алюмофосфатной основе, для Am-содержащих ВАО подходящей матрицей может служить натрий-алюмо- железофосфатная стеклокерамика, содержащая кристаллические фазы со структурой монацита (LnPO4) и ортофосфата натрия-железа – Na3Fe2(PO4)3 с небольшим содержанием Al2O3. Скорости выщелачивания по ГОСТ Р 52126-2003 матричных элементов (Na, Al, Fe, P) из такой керамики составляют 10-5-10-7 г/(см2сут), РЗЭ – ниже 10-5 г/(см2сут) [5]. [1]. Н.С. Бабаев и др. Атомная энергия. 2005. Т. 98. № 2. С. 123-129. [2]. C. Poinssot et al. Procedia Chemistry. 2016. V. 21. P. 524-529. [3]. V. Vanel et al. Procedia Chemistry. 2016. V. 21. P. 190-197. [4]. R. Didierlaurent et al. WM2016 Conference, March 6 – 10, 2016, Phoenix, Arizona, USA. 16376. [5]. S.V. Stefanovsky et al. J. Nucl. Mater. 2018. V.500. P. 153-165.