Электрохимическое растворение сплавов, оксидов и карбидов урана и плутония тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 02.00.14, кандидат наук Никитин, Святослав Александрович

• Никитин, Святослав Александрович
• кандидат наук
• 2014

Оглавление диссертации кандидат наук Никитин, Святослав Александрович

Оглавление

Введение

Глава 1. Литературный обзор

1.1 Уран

1.1.1 Карбиды урана

1.1.2 Получение и физико-химические свойства иС

1.1.4 Электрохимические свойства ИС

1.1.5 Растворение иС в растворах НЖ)з

1.2 Сплавы \J-Zr

1.2.1 Свойства сплавов \J-Zr

1.2.2 Коррозия металлических урана и циркония на воздухе и в воде

1.2.3 Растворение сплавов и - Ъх

1.2.4 Электрохимическое растворение сплавов \J-Zr

1.2.5 Методы снятия оболочек сплава \J-Zr

1.3 Плутоний

1.3.1 Оксиды плутония

1.3.3 Получение оксидов плутония

1.3.4 Растворение диоксида плутония в присутствии комплексообразователей

1.3.5 Окислительно-восстановительное растворение диоксида плутония в

присутствии медиаторов

Глава 2. Методическая часть

2.1 Матершшы и методики приготовления растворов

2.2 Методики проведения экспериментов

2.2.1 Растворение ИС

2.2.2 Исследования конструкционных материалов

2.2.3 Оптимизация процесса электрохимического получения Ag(II)

2.2.4 Растворение Р11О2

2.2.5 Исследования коррозионных свойств и

растворения сплава и - 5 масс. % Ъг

2

2.2.6 Исследования электрохимических свойств и растворения стали марки

12Х18Н10Т и сплава Zr - 1 масс. % Nb

2.3 Аналитические методы контроля

Глава 3. Электрохимическое окисление карбида урана в растворах азотной

кислоты в присутствии ионов Ce(IV) в качестве медиатора

Глава 4. Исследование электрохимических свойств конструкционных материалов для изготовления аппарата- растворителя РиСЬ и его испытания64

4.1 Оптимизация процесса электрохимического получения Ag(II)

4.2 Электрохимические исследования устойчивости материалов для изготовления аппарата растворителя Ри02

4.3 Испытания прототипов аппарата растворителя Ри02

Глава 5. Электрохимическое растворение сплава U - 5 масс. % Zr в растворах азотной кислоты

5.1 Электрохимические свойства и растворение сплава U - 5 масс. % Zr в растворах HNO3

5.2 Кинетика и материальный баланс растворения сплава U - 5 масс. % Zr. 92 Глава 6. Кинетика и материальный баланс электрохимического растворения материалов оболочек ОЯТ из стали 12Х18Н10Т и циркалоя в условиях гальваностатического электролиза

6.1 Электрохимическое растворение стали марки 12Х18Н10Т в растворах азотной кислоты

6.2 Электрохимическое растворение Zr - 1 масс. % Nb в растворах азотной

кислоты

Заключение

Выводы

Список использованной литературы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Электрохимическое растворение сплавов, оксидов и карбидов урана и плутония»

Введение

Основной тенденцией развития ядерной энергетики России является повышение безопасности функционирования энергетических установок, хранения и переработки радиоактивных отходов (РАО). В связи с этим, в рамках ФЦП «Ядерные энерготехнологии на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» предпринимаются усилия по переводу ядерной энергетики на реакторы на быстрых нейтронах, использующих плотное топливо на основе (и,Ри)К или (и,Ри)С с последующим замыканием ядерного топливного цикла за счет многократного использования плутония. Переход на использование плотного топлива требует разработки новых подходов к технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), включая процессы растворения. Одной из целей замыкания ядерного цикла является утилизация так называемого, энергетического плутония, накопленного в результате переработки ОЯТ энергетических реакторов и находящегося в настоящее время на хранении на складах в виде Ри02 различного изотопного состава и с различной температурой прокалки. Для его утилизации также необходима разработка соответствующей технологии, включающей эффективный процесс растворения.

Для уменьшения количества отходов ядерного топливного цикла в 2014-2017 гг планируется подвергнуть переработке значительные количества топлива исследовательских ядерных установок, топлива атомного ледокольного флота и других подвижных энергетических устройств, которые в настоящее время также находятся на складах госкорпорации Росатом. Обычно в этих видах топлива делящиеся материалы присутствуют в виде сплавов и керметов в оболочках из особо устойчивых сталей и сплавов, а само топливо относится к типу, так называемых «невскрываемых» топливных композиций. Поэтому для их переработки с использованием действующей в настоящее время экстракционной технологии требуется разработка новых, желательно безреагентных способов их перевода в азотнокислый раствор.

Таким образом, разработка новых методов растворения топливных композиций различного состава и других ядерных материалов для дальнейшего использования в новых технологиях переработки ОЯТ в условиях замкнутого ядерного топливного цикла является актуальной научной и практической задачей.

Наилучшим безреагентным методом перевода материала из одного окислительного состояния в другое считается электрохимия. Применение электрохимических методов для растворения трудно вскрываемых типов ОЯТ представляет значительный интерес, поскольку окисление поверхности сплава осуществляется за счет наложения внешнего окислительного потенциала без введения в электролит посторонних реагентов, затрудняющих дальнейшее выделение делящихся материалов и переработку РАО.

Настоящая работа посвящена исследованиям методов растворения сплавов и-2г, монокарбида урана и диоксида плутония. Поэтому целесообразно в литературном обзоре остановиться на обобщенных данных в следующих областях:

1. Методы приготовления и физико-химические свойства вышеперечисленных соединений;

2. Взаимосвязи между методами приготовления и физико-химическими свойствами

3. Реакции гидролиза и окисления приводящих к образованию растворимых форм

4. Химическое состояние ионов и, Ри, Ъх в образовавшихся растворах

5. Технологическая проработка описанная в доступной литературе процессов растворения.

Для удобства восприятия материал в литературном обзоре собран по основным элементам: уран и плутоний.

Цель работы

Разработка электрохимических методов растворения топливных

композиций на основе иС, сплавов ЛЗ-Тх и Ри02 с применением

5

окислительного растворения в присутствии медиаторов и прямого анодного растворения.

Задачи работы

1. Установить влияние ионов Се(1У) генерированных электролизом на растворение карбида урана в азотной кислоте, в частности, на возможность разрушения органических соединений, образующихся в качестве промежуточных продуктов в процессе растворения ИС.

2. Исследовать электрохимические свойства и растворение сталей 12Х18Н10Т, ЭП-630, титана ВТ-22, сплава Ъх - 1 масс. % N1), Л, Ъх, Ш высокой чистоты в растворах НЫОз при окислительных потенциалах, превышающих формальный окислительный потенциал пары А§(П)/А§(1) для выбора конструкционного материала для изготовления аппарата растворителя РиОг в присутствии ионов А§(П).

3. Разработать оптимальный технологический режим работы и испытать на производстве лабораторный прототип аппарата электрохимического растворения Ри02 в присутствии Ag(II).

4. Определить материальный баланс процесса электрохимического растворения сплава и - 5 масс. % 2х, влияние состава электролита и условий электролизе! на кинетику и полноту протекания процесса.

5. Определить материальный баланс процесса электрохимического растворения материалов оболочек отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) из стали 12Х18Н10Т и циркалоя, влияние состава электролита и условий электролиза на кинетику и полноту протекания процесса.

Научная новизна работы 1. Впервые показано, что в азотнокислых растворах, содержащих ионы Се(1У) скорость растворения 11С определяется стационарной концентрацией Се(1У), и в большей степени, концентрацией азотной кислоты в интервале концентраций 2-4 моль/л. Установлено, что в процессе растворения ис в азотной кислоте, содержащей до 0,05 моль/л Се(ГУ) достигается

количественное окисление органических соединений, образующихся в качестве промежуточных продуктов окисления UC.

2. Впервые проведены систематические исследования коррозионных свойств и растворения ряда конструкционных материалов, применяемых в радиохимических технологиях, в растворах азотной кислоты при высоких окислительных потенциалах с помощью электрохимических методов и в контакте с растворами, содержащими ионы Ag(II). Установлено, что наибольшей коррозионной стойкостью в исследованных условиях обладают высокочистые металлы IV группы, в частности, металлический цирконий. Легирование Zr добавкой 1 масс. % Nb не ухудшает коррозионных характеристик сплава.

3. Впервые с помощью разработанного оригинального метода определения Ag(II) определена кинетика его накопления в растворах 2-4 моль/л HNO3 и ее зависимость от условий электрохимического получения Ag(II) и геометрических характеристик электролизера, послужившая основой для разработки лабораторного прототипа аппарата-растворителя Р11О2.

4. Впервые исследованы электрохимические свойства и определен материальный баланс процесса электрохимического растворения сплава U - 5 масс. % Zr, влияние состава электролита и условий электролиза на кинетику и полноту протекания процесса. Найден режим электрохимического растворения сплава, позволяющий проводить процесс с химическим выходом U(VI), превышающим 95 % с выходом по току - 7,2-8,6 Ф/моль.

Практическая значимость работы

Результаты, полученные в ходе исследования электрохимического

растворения UC в присутствии ионов Ce(IV) в качестве медиатора, могут

быть использованы в технологии переработки TBC реактора АМБ на заводе

РТ-1 ПО «Маяк». Разработанный лабораторный прототип ядерно-

безопасного кольцевого аппарата - растворителя Ри02 положен в основу

полупромышленного аппарата растворителя, который должен быть пущен в

7

эксплуатацию на заводе РТ-1 ПО «Маяк» в 2015 г. Результаты работы, касающиеся электрохимического растворения сплава и - 5 масс. % Ъх и электрохимического растворения/разрушения оболочек ТВЭЛ из различных материалов могут быть использованы на заводе РТ1 ПО «Маяк» при разработке технологии переработки топлива на основе сплавов и керметов, содержащих уран, плутоний и цирконий.

Глава 1. Литературный обзор Топливные композиции на основе урана

Основным видом ядерного топлива атомных станций в настоящее время является диоксид урана. Более широкий спектр различных видов топлива использовался для ядерных энергодвигательных установок и исследовательских реакторов (карбиды и нитриды урана, «керметное» топливо, интерметаллиды урана и др.).

Металлическое топливо, имеющее своей основой сплавы \J-Zr и \J-Pu-Zr, используется в ядерных установках различных типов, включая экспериментальные реакторы, реакторы ледокольного флота и реакторы на быстрых нейтронах.

Вышеперечисленные композиты используются вследствие их физических свойств. Они обладают такими свойствами как высокие температура плавления, плотность, теплопроводность, электропроводность, пластичность, обладают высокой стойкостью кристаллической решетки, образовывают твердые растворы с получающимися продуктами деления без значительного радиационного набухания.

С целью повышения ресурса работы и выгорания топливных элементов, увеличения теплопроводности и пластичности топлива, уменьшения выхода продуктов деления, замыкания ядерного топливного цикла и повышения безопасности возможен переход на реакторы на быстрых нейтронах, использующих плотное топливо на основе (и,Ри)Ы или (и,Ри)С.

В обзоре литературы подробно проанализированы данные о физико-химических свойствах иС, сплавов \J-Zr, включая процессы коррозии и растворения

1.1 Уран 1.1.1 Карбиды урана

В системе уран-углерод установлено образование трех соединений иС,

и2С3, иС2 [ 1,2]. Диаграмма состояния и - С приведена на рис. 1.

9

С, '/' /по массе) 13 4 5 10 15

40 50 60 С, % (от )

80 90

Рисунок 1 - Диаграмма состояния уран - углерод [3] Соединение 11С2 претерпевает полиморфное превращение, температура которого зависит от состава [4]. Соединение а-иС2 разлагается по эвтектоидной реакции при температуре 1514 °С на С и и2С3. Превращение Р-иС2 а-ис2 происходит очень быстро и высокотемпературная модификация не может быть зафиксирована закалкой. Скорость реакции а-иС2 и2С3 + С, напротив чрезвычайно мала, как следствие, даже долгая выдержка при низких температурах не приводит к полному распаду а-ис2. Соединения ИС и (3-иС2 плавятся конгруэнтно при температуре 2490±40 °С и 49,7 ат. % С и 2440±35 °С и 66 ат.% С, соответственно. Соединение и2С3 образуется по перетектоидной реакции при температуре 1820 °С. В интервале температур 2050-1820 °С существует область несмешиваемости между ИС и р-иС2 с критической точкой при содержании 56,5 ат. % С [3]. В сплавах системы и-С кристаллизуются две эвтектики: при температуре

10

1116,6 °С и содержании 0,98 ат. % С ( Ж= у-И + иС) и температуре 2430 и содержании 66,9 ат. % С (Ж= р-ис2.х+ С) [5].

Для соединения 11С характерна кубическая гранецентрированная кристаллическая структура, которая устойчива от комнатной температуры до точки плавления. Для и2С3 характерна кубическая объемноцентрированная кристаллическая структура, которая разлагается при температуре около 1730 °С без плавления. Соединение ИС2 устойчиво примерно от 1500 °С до точки плавления. Около 1765 - 1820 °С иС2 претерпевает превращение из тетрагональной модификации в кубическую [2,6].

Высокая устойчивость кристаллической структуры иС, а также высокие теплопроводность, электропроводность и плотность, широкая область состава, отвечающая структуре иС, позволяют рассматривать иС как возможное топливо реакторов на быстрых нейтронах.

Существуют различные методы получения монокарбида урана. Изготовление монокарбида урана возможно путем восстановления UF6 углеводородами, в частности метаном. Данная реакция осложнена тем, что первоначально требуется получение тетрафторида урана, путем взаимодействия его с водородом. Более применимый метод — это взаимодейс гвие металлического мелкодисперсного порошка урана с метаном при температуре 900 °С, по следующей реакции:

Получение иС высокой чистоты, в частности, монокристаллов 11С размером дэ 1 мм достигается при использовании электродуговой плавки в вакууме. Стехиометрические количества урана с углеродом переплавляют несколько раз в охлаждаемом медном поде с вольфрамовым электродом, в соответствии со следующей реакцией:

1.1.2 Получение и физико-химические свойства UC

и + СН4 - UC + 2Н2

О)

2100°с

(2)

U + C

* ис

Получение монокарбида урана также возможно путем спекания в вакууме смешанного оксида U3O8 с мелкодисперсным порошком графита, по следующей реакции[7]:

2250 °с /"п

U3O8 + 11С-» 3UC + SCO W

Основным способом, применяемым в технологии, для получения монокарбида урана является взаимодействие диоксида урана с графитом, по следующей реакции:

2100 °с (а\

U02 + ЗС-> UC + 2СО w

Физические и химические свойства карбида урана широко описаны в литературе [1,8,9]. UC свойственна кубическая гранецентрированная кристаллическая решетка. Это соединение обладает высокими плотностью, электропроводностью и теплопроводностью. Принимая во внимание, что в системе уран-углерод при соотношении компонентов 1:1 наблюдается достаточно широкая область гомогенности, UC способен сохранять параметры решетки при заполнении пустот в кристаллической решетке атомами продуктов деления.

Таблица 1 - Физико-химические свойства монокарбида урана

Т 1 пл? °С [7] Плотность, гсм"3 [7] Теплопроводность, Вгм"1 °КЛ [8] о AG 298 образования, кДж'моль"1 [10] Тип решетки

2390 13.63 23 -98.9 Кубическая гранецентрированная

Моно карбид урана легко взаимодействует с водой, водными растворами, кислородом, вследствие его невысокой термодинамической устойчивости (Табл.1). При температурах более 400 °С в отсутствии кислорода, гидролиз UC происходит с образованием U02, СО, С02 и Н2. Взаимодействие влажного воздуха с монокарбидом урана происходит с образованием U308 и С02 [11]. Скорость окисления урана намного больше

скорости окисления углерода [12]. При температурах от 30 до 70 °С реакция иС с водой, растворами НС1 и ИаОН протекает с окислением урана до И(1У) и образованием органической массы неопределенного состава. Также в процессе взаимодействия выделяется метан и водород [И]. В растворах азотной и серной кислот, в том числе в присутствии таких ионов как 82082", МпО/, СгО/~ [13,14,15,16,17,18], в ходе растворения уран количественно окисляется с образованием ионов 1Ю2 . Окисление углерода происходит с образованием С02 (15 - 75 %) и органических продуктов, накапливающихся в растворе. Природа этих органических соединений и зависимость их состава от условий растворения до сих пор не установлена.

Для количественного перевода урана в раствор необходимы высокие окислительные потенциалы. Для оценки их величины были проведены исследования электрохимических свойств 11С в растворах НЫ03 и НСЮ4 [19].

1.1.4 Электрохимические свойства 11С

Данные об электрохимических свойствах иС в водных растворах весьма ограничены. Известно, что иС в растворах НЖ>з и НСЮ4 подвергается поверхностному окислению, сопровождающимся образованием защитной пленки при потенциалах менее 0,64 В (здесь и далее потенциалы приведены относительно насыщенного водородного электрода). Скорость окисления иС при таких потенциалах является незначительной. В области потенциалов от 0,74 до 1,44 В скорость окисления иС является умеренной. В данной области скорость растворения иС определяется скоростями образования поверхностной пленки и ее дальнейшего окисления с образованием растворимых продуктов. При потенциалах выше 1,44 В происходит значительное ускорение процесса окисления иС за счет разрушения защитной пленки [18]. В этой области потенциалов скорость растворения определяется, в первую очередь, плотностью анодного тока.

Данные работы [18] о растворении иС в растворах НК03 и НСЮ4 показали, что растворение в азотной кислоте с концентрацией менее 6 моль/л протекает с индукционным периодом, а растворение в НСЮ4 протекает с крайне медленной скоростью. Согласно термодинамическим данным, формальный окислительный потенциал пары и(У1)/и(1У) составляет 0,32 В [20]. Окислительный потенциал НСЮ4 составляющий 0,29 В недостаточен для растворения ИС, что подтверждается экспериментальными данными работы [18]. Окислительный потенциал создаваемый в растворах азотной кислоты парами Ж)37НМ02 (Е° = 0,93 В [21]) и НЖ)2/Ш (Е° = 1,00 В [21]) недостаточен для растворения иС с максимально возможной скоростью. Поддержание высокой скорости процесса растворения в растворах азотной кислоты возможно в присутствии медиаторов, обладающих окислительно-восстановительным потенциалом превышающим 1,44 В. Также под воздействием сильных окислителей возможно разрушение образующихся органических соединений.

1.1.5 Растворение иС в растворах ШЧОз

Растворение карбида урана в растворах НЖ)3 протекает с накоплением

растворимого и(У1), образованием С02 и органических соединений.

Надежные данные о составе и концентрации органических кислот в

растворах, образовавшихся в результате растворения ИС, в литературе

отсутствуют. Согласно имеющимся данным, в растворах, которые

образуются при растворении иС, находили щавелевую кислоту и

производное меллитовой кислоты. Однако, все эти органические соединения

образуют в азотной кислоте бесцветные растворы. Их присутствие лишь

незначительно изменяет положение пиков поглощения и(У1) в спектрах

электронного поглощения соответствующих растворов. Вместе с тем, все

исследователи указывают, что при растворении ИС раствор имеет темно-

коричневую окраску. Скорее всего, данная окраска связана с образованием

конденсированных органических кислот аналогичных тем, которые были

14

обнаружены при окислении сажи концентрированными растворами азотной кислоты[22|. Присутствие органических соединений в исходном растворе облученного топлива может способствовать образованию «третьей фазы» на стадии экстракционного выделения урана и плутония. Поэтому при выборе метода растворения ИС для промышленного применения в процессе переработки ОЯТ на основе иС ключевую роль играет возможность количественного разрушения органических соединений образующихся в ходе растворения иС.

Количественное определение общего содержания углерода с использованием метода измерения электропроводности растворов в работах [23,24] показали, что в растворах, образующихся в процессе растворения иС до 90 % углерода может задерживаться в растворе. В работе [25] приведены данные с>б обнаружении методом капиллярного электрофореза ароматических кислот, в растворах полученных электрохимическим растворением Мо2С. Скорее всего, подобные ароматические кислоты входят и в состав органических продуктов окисления ИС.

В работе [26] методом жидкостной хроматографии высокого разрешения было подтверждено образование щавелевой и меллитовой кислот в ходе растворении ИС в 4,0 моль/л ЮТО3 при 90°С. Результаты количественного определения концентраций этих кислот показали, что более 60 % углерода присутствующего в растворе, полученном при растворении ИС, находится в неидентифицированных химических формах.

Процесс растворения 11С в растворах 0,1 - 15 моль/л НЖ)3,15 моль/л

НЖ)3 - 18 моль/л Н2804 [27] в присутствии таких ионов как 82082\ Мп04",

СЮ42" [12,13,14,15,16,17] широко описан в литературе. Результаты данных

исследований показали, что в течение растворения уран количественно

окисляется с образованием ионов 1Ю2 , а окисление углерода происходит с

образованием С02 (15 - 75 %) и органических продуктов, накапливающихся

в растворе. Данные о зависимости состава образующихся органических

соединений от условий растворения и их природа в доступной литературе

15

отсутствуют. Предположительно, в состав органических продуктов растворения иС входят ароматические органические кислоты (бензойная, меллитовая, тримеллитовая) [10,11,12,13,26], алифатические (НСООН, СН3СООН, Н2С204) [12,13], а также соединения неопределенного состава [И].

Предпринимались попытки повышения эффективности окисления углерода при растворении 11С за счет продолжительного нагревания растворов азотной кислоты с концентрацией 10,0 - 15,0 моль/л с возвратом конденсата в раствор или за счет введения в раствор окислителей. В исследованиях по изучению возможности окисления углерода нагретой концентрированной азотной кислотой было показано, что данным методом удаляется до 85 % углерода [17]. Окисление в присутствии ионов Мп04~, В1О3", Се(1У) и Н202 является менее эффективным: до 50 % углерода находится в образующихся растворах после растворения ИС в 14,0 моль/л НЫОз, содержавшей 0,2 -0,5 моль/л окислителей. Очевидно, что для полного окисления органических соединений образующихся в ходе растворения иС необходимы еще более сильные окислители. Использование растворения ИС в присутствии озона [28] и фотохимического окисления [15] позволяют достигать 85 - 90 % удаления углерода в виде С02 из растворов, образующиеся в ходе растворения иС. С целью безреагентного ускорения процесса растворения иС изучалось прямое электрохимическое растворение иС. Существуют данные о различных способах изготовления анода на основе карбида урана [25,29,30], основанные на обеспечении надежного электрического контакта между платиновым токоподводом и частицами ИС. Опубликованные данные исследований показали, что применение метода гальваностатического электролиза позволяет ускорить процесс растворения

ис.

Процесс растворения иС в растворах 0,5-6,0 моль/л НЫ03 рассмотрен в

работе [18] Показано, что растворению карбида урана в азотной кислоте с

концентрацией менее 4 моль/л предшествует индукционный период. В

16

течение индукционного периода медленное окисление карбида урана происходит за счет его реакции с ионами N03' с образованием и(У1) и органических соединений неизвестного состава (ОСНС).

иС-> и(У1) +С02+НЫ02+0СНС (5)

Продуктом данной реакции также является азотистая кислота, которая

приводит к увеличению скорости окисления карбида урана.

иС+Ш02^ЩУ1)+ ОСНС+ С02+Ж) (6)

С увеличением концентрации азотной кислоты равновесие реакции:

ЗНШ2^1чЮз"+ 21ЧЮ+ Н++ Н20 (7)

сдвигается и сторону образования Н1М02 за счет взаимодействия N0 с ионами

N03". В данной работе показано, что растворение ис в растворах НЖ)3

протекает по автокаталитическому механизму.

Исследования нерастворимых остатков образующихся в ходе растворения ИС в растворах НСЮ4 и НЖ)3 содержащих НЫ02, показали, что скорее всего основой нерастворимых остатков являлись полиароматические соединения, степень конденсации которых зависит от окислительного потенциала, при котором происходит растворение [18].

С цзлью ускорения процесса растворения ИС проводились исследования с использованием электрохимических методов. Метод гальваностатического электролиза использовался для поддержания постоянной концентрации ионов окислителей, создающих в растворе окислительный потенциал в 1,74 В (Се(1У)), 1,98 В (А§(И)/А§(1)) [31,32]. Проведение процесса растворения иС в присутствии данных окислителей позволяло увеличить эффективность окисления углерода в полученных растворах до 90 %.

Точные данные о составе и природе органических соединений,

образующиеся в ходе растворения ИС в растворах НЖ)з, в литературе

отсутствуют. Основываясь на данных по растворению сажи в растворах

азотной кислоты и работ по растворению карбида урана, можно сделать

предположение, что, скорее всего, образуются полифенил-карбоновые

соединения. Причем, вероятнее всего, присутствие >Ю2 групп в этих

17

соединениях отвечает за интенсивность окраски. Возможность ускорения процесса растворения карбида урана и количественного разрушения органических соединений путем введения в раствор окислителей с высоким окислительным потенциалом являлись целью данной работы.

1.2 Сплавы \J-Zr 1.2.1 Свойства сплавов \J-Zr

Металлическое топливо, имеющее своей основой сплавы и — Ъх и и - Ри - Ъх, используется в ядерных установках различных типов, включая экспериментальные реакторы, реакторы ледокольного флота и реакторы на быстрых нейтронах [33]. В качестве материала оболочек для металлического топлива обычно служит циркалой или нержавеющая сталь. Скорость растворения сплава \J-Zv и его выход во многом будут определяться химическим состоянием компонентов в сплаве.

Согласно диаграмме состояния уран-цирконий (Рис. 2) [34], между объемноцектрированными модификациями у-урана и Р-циркония при высоких температурах существует непрерывный ряд твердых растворов.

В сплавах, богатых и (14-50 ат. % Ъх), выявлена область несмешиваемости. Твердый раствор (у-и, Р^г) распадается на два твердых раствора, обогащенных и и Ъх, при температурах ниже 735 °С. Критическая точка области несмешиваемости соответствует 35 ат. % Ъх. Легирование Ъх понижает температуру у*-* р, р<->ос превращений и.

Моногектоидная реакция:

(у-и, р-2г)^(у-и, Р-гг)2 + (Р-И) (8)

имеет мест«) при 695 °С и 14 ат. % Ъх, растворимость циркония при данной температуре в Р*и составляет порядка 2,5 ат. %.

I

7М°±5'С; М±2в/*

т

О 20 ЬО 60 80 V 1г,ат.а/о

Рисунок 2 - Диаграмма состояния уран - цирконий [34] Эвтектоидная реакция:

(Р-Ц) <->(а- И) + (р-й) (9)

имеет место при 662 "Си 1,5 ат. % Ъх, растворимость циркония при данной

температуре в а-и составляет около 0,5 ат. %.

При температуре 617 °С происходит реакция перетектоидного образования из а-и и (у-И, Р~Ъх) фазы 5, которая является единственным соединением в этой системе. Область гомогенности данной фазы проходит от 65 до 78 ат. % Ъх. Ширина области гомогенности фазы 5 сильно зависит от наличия в сплавах кислорода и азота, сужаясь при увеличении концентрации примесей. При высоких содержаниях примесей фаза 8 исчезает, в результате чего наблюдается равновесие между а-и и а-2г. Эвтектоидная реакция:

(у-и, р-гг) <-»(а-гг) + 5 (10)

протекает при температуре 607 °С и содержит 82 ат. % 7х. Растворимость

урана в а-2г при эвтектоидной температуре менее 0,3 ат. % [35].

Закалка сплавов, богатых и, из области (у-и, в жидкий азот или

воду приводит к образованию пересыщенного твердого раствора на основе

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Никитин, Святослав Александрович, 2014 год

Список использованной литературы

1. Косолапова Т.Я. Карбиды. М. Металлургия, 1968, с. 87-98

2. Storms Е.К. The uranium - uranium dicarbide system. / in: The refractory carbides, Academic Press New-York-London, 1967, p. 171-213.

3. Лякишев Н.П. Диаграммы состояния двойных металлических систем. Справочник: Т. 1, М. Машиностроение, 1996, с. 773-775.

4. Алексеева З.М. Двойные тугоплавкие карбиды урана. М. Наука, 1987, 118 с.

5. Benz R., Hoffman C.G., Rupert G.N.// High. Temp. Sci. 1969 V. 1. № 3. P. 342359

6. Wilson M.W. Phase transformation of UC2 // J. Am. Chem. Soc. 1960, V. 43, № 1, p. 77-80.

7. Жерин И.И., Амелина Г.Н. Химия тория, урана, плутония: учебное пособие Томск: Изд. ТПУ, 2010. - 147 с.

8. Litz L.M., Garrett А.В., Croxton F.C.. X ray diffraction analysis of uranium monocarbide // J. Am. Chem. Soc., 1948, v. 70, p. 1718-1722.

9. Mathews R.B., Baars R.E., Blair H.T., Butt D.P., Mason R.E., Stark W.A., Storms E.K., Wallace T.C. Refractory carbides. / in: El-Jenk M.S. (Ed.) A Critical review of space nuclear power and propulsion, American Institute of Physics, New York NY 1994, p. 475.

10. Grethe I., Fuger J., Lemire R., Muller A., Chinh Nguen-Trung, Wanner H. Chemical thermodynamics of uranium. / Ed. by Wanner H. and Forest I. Publ. by Nuclear energy agency. Organization for economic cooperation and development. North Holland Amsterdam - London - New York 1992, p. 306-307.

11. Ferris L.M. Head end processes for the graphite base and carbide reactor fuels. / in: Progress in Nuclear Energy, Series III, Process Chemistry v.4 (Ed/ by Stevenson S.E., Mason E.A., Gresky A.T) Pergamon Press London - New York -Paris, 1970, p. 146-161.

12. Mappone J., Stoppa C., Sanso G. Separation with solvents of the products of nitric acid dissolution of uranium carbide. / Report Euroatom EUR 19131, 1964, 13 p.

13. Choppin G. R., Bokelund H., Caceci M. S., Valkiers S. The chemical treatment of (U,Pu)C dissolver solutions as a preliminary step for the Purex processing. // Radiochim. Acta, 1983, v. 34, No. 1, p. 151-155.

14. Bokelund H., Glatz J. P.. Head-end scheme for reprocessing of advanced nuclear fuels by direct dissolution in nitric acid. // Inorganica Chimica Acta, 1984, v. 94, No. 1-3, p. 131-132.

15. Glatz J.P., Bokelund H., Zierfu S. Analysis of the Off-Gas from Dissolution of Nuclear Oxide and Carbide Fuel in Nitric Acid. // Radiochimica Acta 1990, v. 51, No. l,p. 17-22.

16. Bokelund H., Caceci M., Muller W. A photochemical head-end step in carbide fuel reprocessing // Radiochim. Acta, 1983, v. 33, No. 2, p. 115-119.

17. Chandramouli V., Sreenivasan N. L., Yadav R. B. Chemical head-end steps for aqueous reprocessing of carbide fuels. // Radiochim. Acta, 1990, v. 51, No.l, p. 23-26.

18. Charyulu M.M., Karekar C.V., Rao V. K., Natarajan P.R. Studies on the dissolution of carbide fuels. // Journal о f Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Articles, 1991, v. 148, No. 2, 339-347.

19. Масленников А.Г. Растворение, выделение и определение актинидов и продуктов деления в растворах ядерного топливного цикла электрохимическими методами: Диссертация на соискание степени д-ра хим. наук: 02.00.14, Учреждение российской академии наук ИФХЭ им. А.Н. Фрумкина РАН - Москва, 2009, 282 с.

20. Milazzo G., Carolli R. / Table of standard electrode potentials. 1978, p. 398

21. Справочник химика Под ред. Никольского Б.П., Григорова О.Н., Позина М.Е. и др. / М.: Химия, 1963.2-е изд. Т.З. - С. 740-754.

22. Katsumi Kamegawa, Keiko Nishikubo, Masaya Kodama, Yoshio Adachi, Hisayoshi Yoshida. Dissolution of carbon black in concentrated nitric acid. // Carbon 2002, v. 40 No. 11, p. 1447-1455.

23. V. Chandramouli, R. B. Yadav and P. R. Vasudeva Rao. A wet chemical method for the estimation of carbon in uranium carbides. // Talanta, 1987, v. 34, No. 9, p. 807-809.

24. Ahmed M. K., Geetha R., Pandey N. K., Murugesan S., Koganti S. B., Saha B., Sahoo P. Sundararajan M. K. Conductometric determination of carbon in uranium carbide and its solution in nitric acid. // Talanta, 2000, v. 52, No. 5, p. 885-892

25. Maslennikov A, Cannes C., Fourest B., Boudanova N., Vivier V., Moisy Ph. Dissolution and electrochemical properties of molybdenum carbide (Mo2C) in basic solutions. // Radiochim. Acta 2007, v. 95, p. 399-408.

26. Terrasier C. Etude de la formation d'acides organiques à partir de carbone à l'état de traces en milieu acide et oxydant. // PhD Thesis, Université Paris VI, France, Marz 2003, 193 p.

27. Chander K., Pati B. N., Kamat J. VKhedekar., N. B., Manolkar R. B., Marathe S. G. Direct dissolution of nuclear materials for chemical quality control. // Nuclear Technology, 1987, v. p. 78 69-74.

28. Geetha R., Ahmed M.K., Velavendan P., Pandey N.K., Natarajan R. Application of ozone in nuclear fuel reprocessing - studies on destruction of residual carbon in solutions of uranium carbide and uranium plutonium mixed carbide. // Proceedings of BRNS-DAE National Symposium on Nuclear and Radiochemistry Mumbai (India) Bhabha Atomic Research Centre 2003 613 p. p. 169-170.

29. Hyde K., O'Connor D. Processing studies of carbide - graphite fuel elements for high temperature gas cooled reactors. / Report AERE-4107 (Unclassified version AERE C/R-2321 Aug. 1963), 39 p.

30. Katz H., Wagner J. Recovery of uranium from pyrolitic carbon coated UC2 spheroids. / Report BNL-7352, 1963 7 p.

31. Palamalai A., Balasubramanian G.R. Application of electrochemical processes in nuclear industry. Part 1: Electro-oxidative dissolution of refractory compounds of actinides. // Transactions-of-the-SAEST-Society-for-the-Advancement-of-Electrochemical-Science-and-Technology-India. (Jan-Mar 1984). v. 19(1) p. 8991.

32. Palamalai A. Rajan S.K., Chinnusamy A., Sampath M., Varghese P.K., Ravi T.N., Raman V.R., Balasubramanian G.R. Development of an electro-oxidative dissolution technique for fast reactor carbide fuels. // Radiochimica-Acta, 1991, v. 55, No. l,p. 29-35.

33. Piatt A.M., Cooley C.R. The zirflex process - interim development summary / Report HW-60597,1959, 31 p.

34. Иванов O.C., Бадаева T.A., Софронова P.M., Кишиневский В.Б., Кушнир Н.П. Диаграммы состояния и фазовые превращения сплавов урана М. Наука, 1972,254с.

35. Лякишев Н.П. Диаграммы состояния двойных металлических систем М. Машиностроение, 2000, с. 418-421

36. Терехов Г.И., Тагирова Р.Х., Иванов О.С. Физико-химия сплавов и тугоплавких соединений с торием и ураном Сб. статей М. Наука, 1968, с. 3741

37. Huber J. G., Ansari P.H. The superconductivity of BCC U-Zr alloys// Physica 1985, V. 135, N 1-3, p. 441-444

38. Иванов O.C., Адамова A.C., Тарараева E.M., Трегубов И.А. Структура сплавов циркония М. Наука, 1973,200 с.

39. Pearce R. J., Kay P. The reaction of uranium in the U-02-H20 and U-H20 systems / TPRD/B/0954/R87, Berkeley Nuclear Laboratories: Berkeley, UK, 1987, 75 p.

40. Pearce R.J. A review of the rates of reaction of unirradiated uranium in gaseous atmospheres / RD/B/6231/R89, Central Electricity Generating Board, Berkeley Nuclear Laboratories: Berkeley, UK, 1989, 92 p.

41. Colmenares C. A. "Oxidation mechanisms and catalytic properties of the actinides // Progress in Solid State Chemistry, 1984, Vol. 15, p. 257-364

42. Schnizlein J. G.ignition behavior and kinetics of oxidation of the reactor metals, uranium, zirconium, plutonium and thorium, and binary alloys of each / ANL-5974, Argonne National Laboratory: Lemont, 1959. .

43. Ritchie A.G. The kinetics of the initial stages of the reaction of uranium with oxygen // Journal of the Less-Common Metals, 1984, Vol. 98, pp. 193-214

44. Hayward P. J., Evans D.G., Taylor P., George I.M., Duelos A.M. Oxidation of Uranium in Argon-25% Oxygen at 190-610°C // Journal of Nuclear Materials, 1992,Vol. 187, pp. 215-222.

45. Colmenares C.A., Howell R., McMcreary T. Oxidation of uranium studied by gravimetric and positron-annihilation techniques / UCRL-85549, USA, Lawrence Livermore National Laboratory: Livermore, CA, 1981, 27 p.

46. Orman S. The effect of certain gases on the rate of oxidation of uranium by water vapour / Chemistry and Industry, 1963, p. 1692-1693.

47. Waber J. T. A review of the corrosion behaviour of uranium / LA-2035, Los Alamos National Laboratory: Los Alamos, NM, 1958.

48. Orman S., Picton G., Ruckman J.C. Uranium oxides formed in air and water in the temperature range 200-375°C // Oxidation of Metals, Vol. 1, №. 2, 1969, p. 199-207.

49. Ritchie A.G., Greenwood R.C., Randies SJ. The Kinetics of the uranium-oxygen water vapour reaction between 40 and 100°C // Journal of Nuclear Materials, 1986, Vol.139, pp. 121-136.

50. Trimble D.J. Reaction rate constant for uranium in water and water vapor / HNF-2853, Duke Engineering & Services Hanford, Inc.: Richland, WA, 1998, 48 P-

51. McGillivray G.W., Geeson D.A., Greenwood R. C. Studies of the kinetics and mechanism of the oxidation of uranium by dry and moist air - a model for

determining the oxidation rate over a wide range of temperatures and water vapour pressures // Journal of Nuclear Materials, 1994, Vol. 208, p. 81-97

52. Baker L., Bingle J.D. The kinetics of oxidation of uranium between 300 and 625°C // Journal of Nuclear Materials, 1966, Vol. 20, p. 11-21

53. Waber J. T. A review of the corrosion of uranium and its alloys / LA-1524, Los Alamos National Laboratory: Los Alamos, NM, 1952

54. Mollison W.A., English G.C., Nelson F. Corrosion of tuballoy in distilled water / CT-3055, University of Chicago, Metallurgical Laboratory Report: Chicago, 1945.

55. McWhirter J.W., Draley J. E. Aqueous corrosion of uranium and alloys: survey of project literature / ANL-4862, Argonne National Laboratory: Chicago, 1952.

56. Philip A., Schweitzer I. Corrosion engineering handbook. Second edition - 3 volume set. 1996, New York, p. 195-214

57. Kaas S. Development of the zircaloys / In: corrosion of zirconium alloys, STP-3687, ASTM, Philadelphia, 1964, p. 3-27

58. Thomas D.E. Corrosion in water and steam. / In: Metallurgy of zirconium , McGraw-Hill, New York 1995

59. Парфенов Б.Г., Герасимов B.B., Бенедиктова Г.И. Коррозия циркония и его сплавов, Москва, Атомиздат 1967 256 с.

60. Сох В. Some thoughts on the mechanisms of in-reactor corrosion of zirconium alloys // Journal of Nuclear Materials 336 (2005) p. 331-368

61. Hillner E., Franklin D.G., Smee J.D.. Long-term corrosion of zircaloy before and after irradiation // Journal of Nuclear Materials, 2000, Vol. 278, Issue 2-3, p. 334-345.

62. Cox B. Hydrogen absorption by zircaloy-2 and some other alloys during corrosion in steam // Journal Electrochemical Society, 1962, Vol. 109, Issue 1, p. 6-12

63. Cooper T.D. Review of Zirconium - Zirrcalloy pyriphoricity. / Report RHO-RE-ST-31 P, 1984, 33 p.

64. Totemeier T.C. A Review of the corrosion and pyriphoricity behavior of uranium and plutonium. / Report ANL/ED/95-2, June 1995.

65. Колупаев Д.Н., Макаров Е.П., Бугров K.B., Патока Д.Б., Коротаев В.Г., Логунов М.В., Машкин А.Н., Пронь И.А., Баторшин Г.Ш. Опытно-промышленная переработка облученного МОХ-топлива на ФГУП «ПО "Маяк"». // Сб. тезисов VII Всерроссийской конференции по радиохимии. Димитровград, 15-19 Ост. 2012 г., с. 135.

66. Warzel P.M., Stevenson С.Е. ICPP dissolution, extraction and waste treatment process and facilities // Proceedings of the AEX Symposium for Chemical Processing of Irradiated Fuels from Power, test and research reactors. Richland, Washington, 1959, p. 113-143.

67. Martin F.S., Field B.O.. The reactions of zirconium and zirconium based alloys with nitric and nitric - hydrofluoric acids / Report AERE C/R 2692 1958, 18 p.

68. Blanco R.E., Ferris L. M., Flanary J. R. et al. Chemical processing of power and research reactor fuels in Oak Ridge National Laboratory. // Proceedings of the AEX Symposium for Chemical Processing of Irradiated Fuels from Power, test and research reactors. Richland, Washington, October 20-21, 1959. p. 234-305

69. Kozlowska-Milner E., Broszkiewicz R. K. Pulse radiolysis of HN03 and HN03 // Journal Radiation Physics and Chemistry, 1978, Vol.11, Issue 5, p. 253-260.

70. Daniels M. Radiation chemistry of the aqueous nitrate system // Journal Physical Chemistry, 1969, Vol. 73, Issue 11, p. 3710-3717.

71. Broszkiewicz R.K., Kozlowska-Milner E., Blum A.J. Oxidation of nitrate and chloride by the primary solvent cation. A pulse radiolysis study // Journal Physical Chemistry, 1981, Vol. 85, Issue 15, p. 2258-2262

72. Jackson R. J., Johns W.L. Explosive nature of uranium base niobium alloys after immersion in nitric acid / Report RFP-1575, Dow Chemical, Rocky Flats Division, 1970

73. R P. Larsen, R. S. Shor, H. M. Feder, D. S. Flikkema. A study of the explosive properties of uranium - zirconium alloys / Report ANL-5135, Lemont, Argonne national laboratory, Chemical engineering division, 1954.

74. Clark A.T., Meyer L.H.,. Harding J.O, Rust F.G. Electrolytic dissolution of power reactor fuels in nitric acid / Report DP-647, USA, 1961.

75. Gens T.A., Baird F.G.. Modified zirflex for dissolution if zirconium and niobium bearing nuclear fuels in aqueous fluoride solutions: laboratory development. / Report ORNL - 2713, 1959, 32 p.

76. Smith P.W. The Zirflex process terminal development report. / Report HW -65979, Sept. 20,1960, 56 p.

77. Davydov V.A., Y.A. Pokhitonov, Ranee P.W. Study of the process of electrochemical breakdown of zirconium fuel rod cladding. // Ext. Abstr. WM06 conference, February 26 - March 2, 2006 Tucson AZ, 8 p.

78. Morss L.R., Edelstein N.M., Fuger J. / The Chemistry of the actinide and transactinide elements fourth edition, 2011, p 1026

79. Akimoto Y. Chemistry Division Semiannual Report / USAEC Report UCRL-9093, Lawrence Radiation Laboratory, 1960

80. Skavdahl R.E. The Reactions between Pu02 and Carbon / Report HW-77906, 1964, 12 pp

81. Seaborg G.T., Katz J.J., Manning W.M.TTransuranium Elements Pt. II. / McGraw-Hill, New York, p. 914-921

82. Reshetnikov F.G. Identification and preparation of plutonium monoxide // Mendeleev Commun.,2003, № 4, p. 155-156.

83. Haschke J.M. Hydrolysis of Plutonium. // In: Transuranium Elements: A Half Century (eds. L. R. Morss and J. Fuger), 1992, pp. 416^125.

84. Ronchi C., Capone F., Colle J.Y., Hiernaut J.P. Volatile molecule Pu03 observed from subliming plutonium dioxide // Journal Nuclear Materials, 2000, Vol.280, Issue 1,p. 111-115

85. Wriedt H.A. The O-Pu (Oxygen-Plutonium) system // Bulletin alloy phase diagram, 1990, Vol. 11, Issue 2, p. 184-202.

86. Haschke J.M., Haire R.G. Crystalline Solids and Corrosion Chemistry // In: Advances in Plutonium Chemistry 1967-2000 (ed. D. C. Hoffman), The American Nuclear Society, La Grange Park, p. 212-259.

87. Terada K., Meisel R.L., Dringman M.R. High temperature X-ray investigation of plutonium oxidation // Journal of Nuclear Materials, 1969, Vol. 30, Issue 3, 340-342.

88. Holley С. E., Mulford R. N., Huber E. J., Head E. L., Ellinger F. H., Bjorklund C. W. // Proc. Second UN Int. Conf. Peaceful Uses Atomic Energy, Geneva, 1958, vol. 6, pp. 215-220.

89. Flotow H.E., Tetenbaum M. Heat capacity and thermodynamic functions of |3-242Pu203 fi om 8 to 350 K. Contributions to the excess entropy // Journal Chemical Physics, 1981, Vol. 74, Issue 9, p. 5269-5277.

90. Gardner E.R., Markin T.L., Street R.S. The plutonium-oxygen phase diagram // Journal Inorganic Nuclear Chemistry, 1965, Vol. 27, Issue 3, p. 541-551.

91. Drummond J. L., Welch, G. A. The preparation and properties of some plutonium compounds. Part VI. Plutonium dioxide. // J. Chem. Soc., Abstracts,1957, p. 4781-4785.

92. Ryan J.L., Bray L., Wheelwright E.J., Bryan G.H. Catalyzed Electrolytic Plutonium Oxide Dissolution (CEPOD): The Past Seventeen Years and Future Potential. // PNL-SA-18018; CONF-900846-5. 1990. p. 39.

93. W.S. Gilman A review of the dissolution of plutonium dioxide / Report MLM-1264, Mound Laboratory, Miamisburg, 1965, 12 p

94. Борин JI. JI., Карелин А.И. Термодинамика окислительно-восстановительных процессов в технологии актинидов. М. Атомиздат, 1977. -С. 10-65.

95. Clark D.L., Hecker S.S., Jarvinen G.D., Neu M.P. Plutonium. // In: The Chemistry of Actinides and Transactinide Elements. Ed. By J.J. Katz, G.T. Seaborg. Springer Publ. Co, 2006, v. 7, p. 1048-1049.

96. Никитина Г.П., Иванов Ю.Е., Листопадов A.A., Шпунт Л.Б.Существующие методы растворения диоксида плутония. И. Окислительно-восстановительное растворение диоксида плутония с использованием гомогенных катализатов // Радиохимия, 1997. Т. 39, вып. 2. -С. 112-126.

97. Никитина Г.П., Иванов Ю.Е., Листопадов А.А., Шпунт Л.Б. Существующие методы растворения диоксида плутония. I. Растворение в минеральных кислотах и их смесях // Радиохимия, 1997. Т. 39, вып. 1. - С. 1427.

98. Barney G.S. The kinetics and Mechanism of Plutonium Oxide Dissolution in Nitric/Hydrofluoric Acid Mixtures / ARH-SA-148. Jan., 1973.

99. Lemire R.J., Fuger J., Nitsche H., Potter P., Rand M.H., Rydberg J., Spahiu K., Sullivan J.C., Ullman W.J., Vitorge P., Wanner H. Chemical Thermodynamics of neptunium and plutonium - 2001, Vol. 4, Elsevier, Amsterdam, 845 p.

100. Peretrukhin V.F., Shilov V.P., Pikaev A.K., Delegard C.H. Alkaline chemistry of transuranium elements and technetium elements and eechnetium and the treatment of alkaline radioactive wastes / Report WHC-EP-0817, Westinghouse Hanford Company, 1995, 172 p.

101. Allard В., Kipatsi H., Liljenzin J.O.. Expected species of uranium, neptunium and plutonium in neutral aqueous solutions // J. Inorg. Nucl. Chem., 1980, Vol. 42, Issue 7, p. 1015-1027.

102. Machuron-Mandard X., 1991. Study of the Kinetics and the Mechanism of the Dissolution Reaction of Plutonium Dioxide by the Cr(ll) ion in Acid Solution. Doctoral Thesis, University of Paris VI, CEA-R-5579.

103. Shakila, A. M., T. G. Srinivasan, and K. N. Sabharwal Dissolution of Pu02 in Hydrochloric Acid - Effect of Reducing Agents // Nuclear Technology, 1989. Vol. 88. - P. 290.

104. Fife K.W. A Kinetic Study of Plutonium Dioxide Dissolution in Hydrochloric Acid Using Jron(II) as an Electron Transfer Catalyst / LA-13188-T UC-701, 1996.

105. Philip K. Gbor, Charles Q. Jia Critical evaluation of coupling particle size distribution with the shrinking core model // Chemical Engineering Science, 2004. Vol. 59.-P. 1979-1987.

106. Hsu W., Lin M., Hsu J. Dissolution of solid particles in liquids: a shrinking core model // International Journal of Chemical and Biological Engineering, 2009. Vol. 2,№4.-P. 205-210.

107. Eriksson M. Ozone chemistry in aqueous solution - Ozone decomposition and stabilization // Licenciate thesis. Department of Chemistry Royal Institute of Technology Stockholm, Sweden, 2005. - p. 47.

108. Панич H.M., Ершов Б.Г. Растворимость и кинетика разложения озона в водных растворах нитратов // Журнал физической химии, 2008, Т.82, № 8. -С. 1423-1426.

109. Под ред. Дж. Каца, Г. Сиборга, JI. Морсса Химия актиноидов в 3-х томах. Т.2: Пер. с англ. И.А. Лебедева, Ю.М. Куляко, С.А. Перевалова и др. -М.: Мир, 1997.-664 с.

110. Шумилова Ю.В. Выделение америция-241 из диоксида плутония с применением высококонцентрированного озона и фосфорсодержащих сорбентов: автореферат диссертации на соискание степени кандидата хим. наук: 02.00.14, Учреждение российской академии наук ИФХЭ им. А.Н. Фрумкина РАН - Москва, 2012, 24 с.

111. Horner D.E., Crouse D.G., Kappelmann F.A., Goode I.H. Promotion ofPu02 Dissolution in Nitric Acid with Cerium// Trans. Am. Nucl. Soc., 1975. Vol. 21. - P. 252.

112. GB Patent № 884006. Filed Jan. 29, 1960; Publ. Dec. 6, 1961; US Patent № 3 005 682.

113. Harmon H.D. Dissolution of PuC>2 with Cerium(IV) and Fluoride Promoters. Report DP-1371. E.I. du Pont de Nemours&Co. Savannah River Laboratory. Aiken South, Carolina, October, 1975, Horner D.E. / Quarterly Report of Period Ending June 30, 1973. ORNL-TM-4301. Aug., 1973.

114. Tallent O.K., Mailen J.C. Effect of Oxidation State of Dissolved Plutonium on Pu02 Dissolution// Trans. Am. Nucl. Soc., 1975. Vol. 21. P. 252-253.

115. Unger W.E., Blanco R.E., Crouse D.G. et al. Reprocessing Quarterly Report for Period Ending March 31, 1973. / USAEC Report ORNL-TM-4240. March 31, 1973.

116. Bray L., Ryan J.L., Wheelwright E.L. Electrolytic dissolution of Pu02 and Leaching of Plutonium from Scrap and Wastes. / CONF-86-1176-10, PNL-SA-13738; DE 87 003172.

117. Bourges J., Madic C., Koehly G., Lecomte M. Dissolution du bioxyde de plutonium en milieu nitrique par l'argent(II) electrogenere// J. Less-Common Metals. 1986. Vol. 122.-P. 303-311.

118. Ryan J.L., Bray L., Boldt A.L. Dissolution of Pu02 and Np02 uing electrochemically regenerated reagents. / US Patent 4,686,019, Exxon Nuclear Company, Aug. 11, 1987.

119. William P. Griffith Ozonolysis in coordination chemistry and catalysis: recent advances. Coordination Chemistry Reviews 219-221 (2001). - P. 259-281.

120. Matheswaran Manickam, Subramanian Balaji, Sang Joon Chung, II Shik Moon, Oxidation of Cerium(III) in Nitric acid medium by Ozone for Destruction of Organic Compounds // Catalysis Communications, 2007. Vol. 8, Issue 10. - P. 1497-1501.

121. Adnet, J.M. Madic, C., New Strategy for Minor Actinides Partitioning: Preliminary Results on the Electrovolatilization of Ruthenium and on the Stabilization of Am(IV) in Nitric with Phosphotungstate Ligand // Workshop on

Partitioning and Transmutation of Minor Actinides, Karlsruhe, Germany, 16-18 October, 1989.

122. Desmouliere F. Etude de la dissolution des fines de combustible UOX et МОХ par l'ion argentique electrogenere en milieu nitrique. Memoire présente pour obtenir le diplôme d'ingeneur CNAM. Paris, 1997. - 167 p.

123. Henry N. Po, James H. Swinehart, Thomas Lofton Allen. Kinetics and mechanism of the oxidation of water by silver(II) in concentrated nitric acid solution. // Inorg. Chem. 1968, v. 7, No. 2, p. 244-249.

124. Ranee, P. J. W.; Nikitina, G. P.; Korolev, V. A.; Kirshin, M. Yu.; Listopadov, A. A.; Egorova, V. P. Features of Electrolysis of Nitric Acid Solutions of Silver: I. Behavior of Ag(II) in HN03 Solutions. // Radiochemistry; 2003, v. 45 No. 4, p 346-348.

125. Bourges J., Madic Ch., Koehly D., Lecomte M. Dissolution du bioxyde de plutonium en milieu nitrique par l'arget(II) electrogenere. / Rapport CEA-CONF-8220, 1985, 14 p.

126. Vigier N., Den Auwer C., Filiaux С., Maslennikov A., Noël H., Roques J., Shuh D. K., Simoni E., Tyliszczak T., Moisy P. New Data on the Structure of Uranium Monocarbide. // Chem. Mater. 2008, v. 20, p. 3199-3204

127. Лукьянов В.Ф., Саввин С.Б., Никольская И.В. Фотометрическое определение микроколичеств урана с реагентом арсеназо III. // Ж. анал. химии, 1960, т. XV, № 3, с. 311-314.

128. Милюкова М.С., Гусев Н.И., Сентюрин И.Г., Скляренко И.С.. Аналитическая химия плутония. Москва, Наука, 1965, с. 158-160

129. Fkeischmann M., Pletcher D., Rafinski A.. The kinetics of silver(I)/silver(II) couple at Pt electrode in perchloric and nitric acids. J. Appl. Electrochem., 1971, v. 1, No. l,p. 1-7.

130. ГОСТ 19807-91 от 01.07.92, с. 107.

131. Kamachi Mudali U. Corrosion Science and Technology Division. Metallurgy and Materials Group, IGCAR Metallurgy and Materials Group, IGCAR. Double

««ID

Oxide Coating on Titanium for Reconditioning (DOCTOR). - Режим доступа: http://www.igcar.ernet.in/benchmark/Engg/28-engg.pdf

132. Блюменталь У.Б. Химия циркония. М.: Изд-во Иностранной литературы, 1963, 345 с.

133. Иванов Ю.Е., Никитина Г.П. Окислительное растворения диоксида плутония в азотной кислоте в присутствии озона. 1. Взаимодействие диоксида плутония с церием(1У) в растворах азотной кислоты // Радиохимия, 1995, т. 37, № 3, с.214-220.

134. Масленников А.Г. // Электрохимические реакции актинидов и продуктов деления в головных операциях переработки. Сборник тезисов VII Всероссийской конференции по радиохимии. Димитровград, 15-19 окт. 2012 г., с. 161.

135. Maslennikov А. // Electrochemistry of actinides and selected fission products in the head end of spent fuel reprocessing. Procedia Chemistry, 2012, v. 7C, p. 41-

136. Дамаскин Б.Б., Петрий О.А., Цирлина Г.А. Электрохимия. М. «Химия» «КолосС», 2006, с. 483-385

137. Asada К., Опо К., Yamaguchi К. et al. Hydrogen adsorption properties of uranium alloys. // J. Alloys and compounds Vol. 231, 1995, p. 780-784.

138. Bard A.J., Faulkner L.R. Electrochemical methods. Fundamentals and applications. / John Wiley & Sons Inc, New York, 2001, p. 99.

139. Чешко T.M., Давыдов А.Д., Кудрявцев B.H. Анодное поведение молибдена в растворах метансульфоновой кислоты. // Электрохимия, 1998, т. 34, № 11, с. 1332-1335.

140. ГОСТ 9941 - 81 от 01.01.83. Трубы бесшовные холодно- и теплодеформированные из коррозионностойкой стали.

141. Mikheykin S.V, Rybakov К.A., Simonov V.P. Electrochemical methods for the reprocessing defective fuel and for decontamination equipment. // WM'02 Conference, February 24-28, 2002, Tucson, AZ. //

46.