ИСТИНА

Хотя боросиликатные стекла в настоящее время остаются основной формой, используемой для иммобилизации высокоактивных радиоактивных отходов (ВАО) [1], многие страны активно разрабатывают альтернативные стеклянным матрицы [2], в основном, для особых потоков радиоактивных отходов (РАО). Так, например, в виду поставленной задачи замыкания топливного цикла по проекту «Прорыв» для переработки смешанного нитридного уран-плутониевого отработавшего ядерного топлива (СНУП ОЯТ) предполагается использование солевого расплава LiCl-KCl по пирохимической или комбинированной технологии [3]. Одна из главных альтернатив – использовать одно- или многофазную керамику, в которой радионуклиды могут быть включены в кристаллическую структуру [4]. Стеклокерамика, состоящая из кристаллов, диспергированных в остаточном стекле, также рассматривается и изучается, как потенциальная форма для иммобилизации ВАО [5]. Важным моментом является снижение диффузии радионуклидов из матрицы в биосферу, поэтому компактирующий материал по своему химическому и фазовому составу должен быть максимально близким к вмещающим породам захоронения. В связи с этим в данной работе мы предлагаем исследовать природные глинистые минералы, как возможный материал для создания матриц. Эти тонкодисперсные материалы обладают большой удельной поверхностью, становятся очень прочными при отжиге и способны удерживать ионы щелочных металлов благодаря своей слоистой структуре. В рамках предыдущих работ были отобраны составы и температурно-временные режимы для компактирования отработавшего электролита LiCl-KCl c имитаторами продуктов деления, синтезированы прочные керамические образцы с высоким содержанием хлоридной смеси. Также были изучены различные физико-химические характеристики, важные с точки зрения применения продукта в качестве матричного материала [6]. В настоящей работе представлены результаты по модификации составов с целью улучшения свойств и удешевления технологии путем введения легкодоступных кремнийсодержащих модификаторов. Подтверждено наличие тех же или схожих минеральных фаз; определены пористость и элементный состав синтезированных образцов. Исследование гидролитической устойчивости (согласно ГОСТ P 52126-2003) и механической прочности показали полное отсутствие изменений или несущественное снижение параметров, значения которых, однако, все еще превышают установленные нижние границы нормируемых показателей для остеклованных ВАО (НП-019-15). Литература 1. C.M. Jantzen, M.I. Ojovan (Ed.), Handbook of Adv. Radioactive Waste Conditioning Tech., Woodhead Publishing Series in Energy, Cambridge, 2011, pp. 230 – 292. 2. W.J. Weber, A. Navrotsky, S. Stefanovky, E.R. Vance, E. Vernaz, MRS Bull. 34 (2009) 46 – 53. 3. Ю.С. Мочалов, Доклад по проектному направлению «ПРОРЫВ»: «Место и преимущества проекта в развитии мировой энергосистемы», 7 – 8 июня 2016г. 4. М.Ю. Каленова, А.В. Ананьев, А.В. Дмитриева, А.М. Кощеев, О.Н. Будин, А.С. Щепин, И.В. Кузнецов. Вопросы радиационной безопасности. 2017. № 1. 2017. С.18 – 26. 5. J.S. McCloy, A. Goel, MRS Bull. 42 (2017) 233 – 238. 6. А.В. Дмитриева. Материалы XXVI Международной научной конференции студентов, аспирантов и молодых учёных “Ломоносов-2019”, секция “Химия”. – М.: Издательство “Перо”, 2019.