2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1989. — 280 с. — ISBN 5-283-02981-6
Систематизированы и обобщены сведения о технологии переработки отработавшего топлива АЭС - решающего звена замкнутого ядерного топливного цикла, реализации рецикла делящихся материалов и развития ядерной энергетики. Рассмотрены вопросы транспортирования и хранения отработавшего топлива АЭС, основные узлы и оборудование технологической схемы радиохимического производства, вопросы контроля технологического процесса, а также проблемы, связанные с повторным использованием регенерированных плутония и урана в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах. Обсуждены проблемы охраны окружающей среды и переработки жидких, газообразных и твердых отходов. Первое издание вышло в 1983.
Для научных работников: химиков-технологов, радио химиков, студентов и аспирантов соответствующих специальностей.Оглавление.
Предисловие.
Введение.
Характеристики отработавшего ядерного топлива и задачи радиохимической технологии.
Транспортирование и хранение отработавшего ядерного топлива АЭС.
Подготовка отработавшего ядерного топлива к экстракции.
Растворение отработавшего ядерного топлива.
Подготовка раствора ОЯТ к экстракции.
Выделение и очистка урана, плутония и нептуния.
Переработка топлива реакторов-размножителей на быстрых нейтронах.
Контроль технологического процесса радиохимических заводов и автоматизированные системы управления.
Обращение с радиоактивными отходами.
Проблемы замкнутого ядерного топливного цикла в реакторах на тепловых нейтронах.
Заключение.
Приложения.
Список литературы.
