Авторами изучено поведение америция и кюрия в сульфатной системе, показана перспективность использования сульфатного метода разделения этих элементов для получения фракции америция с массовой долей кюрия не более 0,1 %. Приведены результаты систематического изучения возможностей карбонатного метода разделения америция и кюрия, получены данные по влиянию различных факторов на эффективность разделения, разработаны способы её повышения в процессе, состоящем из одного или нескольких циклов разделения, описаны особенности использования карбонатного метода при получении чистого кюрия. Для увеличения эффективности очистки и сокращения времени проведения циклов разделения предложен и применён метод твёрдофазного замещения ионов в осадках соединений америция и кюрия. Проанализированы различные варианты осадительных технологических схем масштабного разделения америция и кюрия, которые без особых доработок можно использовать в технологических схемах переработки облучённого ядерного топлива. Разработан экстракционный процесс разделения америция и кюрия в системе «амин - высаливатель - комплексон» с подвижной лёгкой и тяжёлой фазами. Предложена и проверена на опытном лабораторном стенде полупротивоточных центробежных аппаратов технологическая схема разделения, обеспечивающая массовую долю америция и кюрия во фракциях до 0,1 % и позволяющая перерабатывать большой объём исходного раствора и концентрировать в десятки раз растворы на выходе, тем самым минимизируя количество получаемых высокоактивных радиоактивных отходов. Книга будет полезна специалистам, работающим в области радиохимии, технологам предприятий, занимающихся переработкой облучённого ядерного топлива, а также преподавателям и студентам химико-технологических специальностей. Рекомендовано редакционно-издательским советом и утверждено научным советом АО «ГНЦ НИИАР».
Выполнено сценарное моделирование накопления америция и плутония-241 в модели двухкомпонентной ядерной энергетики России с тепловыми (ВВЭР) и быстрыми (БН) реакторами. При этом процесс переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) моделировался в двух вариантах: как приоритетная переработка ОЯТ реакторов ВВЭР или ОЯТ реакторов БН. Помимо накопления америция в системе без выжигания исследовалось накопление этого актинида с учетом его гомогенного выжигания в МОКС-топливе быстрых реакторов на уровне его равновесного содержания ~ 1%. Показано, что приоритетная переработка ОЯТ ВВЭР позволяет уменьшить накопление америция к концу века на ~8 тонн, при этом эффект достигается тем, что используется свежевыделенный плутоний с малой выдержкой, тем самым в быстром реакторе приоритетно уничтожается источник америция без непосредственного обращения с ним. Гомогенная добавка америция в топливо быстрых реакторов типа БН-1200 на уровне ~ 1% позволяет к 2070 г. остановить накопление америция в двухкомпонентной системе, стабилизировав его на уровне ~ 40 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ ВВЭР и ~ 50 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ БН.