Дипломы, курсовые, рефераты, контрольные...
Срочная помощь в учёбе

Стеклокристаллические плавленые материалы на титанатной и титано-силикатной основе для иммобилизации радиоактивных отходов

Диссертация: Стеклокристаллические плавленые материалы на титанатной и титано-силикатной основе для иммобилизации радиоактивных отходов
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

В этой связи актуальной задачей является разработка стеклокристалличе-ских материалов для иммобилизации различных видов РАО. Обычно в качестве матричных материалов для связывания РАО используют стекла и стекломате-риалы на силикатной или боросиликатной основах. Однако было показано1, что керамика и стеклокристаллические материалы на титанатной и титано-силикатной основах являются более… Читать ещё >

Содержание

  • 1. МАТРИЧНЫЕ МАТЕРИАЛЫ, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ ДЛЯ КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ РАО (ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР).И
    • 1. 1. Виды радиоактивных отходов
    • 1. 2. Традиционные методы кондиционирования РАО
    • 1. 3. Стеклообразные матричные материалы для иммобилизации РАО
      • 1. 3. 1. Силикатные и боросиликатные стекла
      • 1. 3. 2. Фосфатные стекла
    • 1. 4. Керамика для иммобилизации РАО
      • 1. 4. 1. Спеченная керамика
      • 1. 4. 2. Плавленая керамика
    • 1. 5. Стеклокристаллические материалы для иммобилизации РАО
    • 1. 6. Методы получения стеклообразных, кристаллических и стеклокристал-лических форм РАО

Стеклокристаллические плавленые материалы на титанатной и титано-силикатной основе для иммобилизации радиоактивных отходов (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Актуальность темы

Радиоактивные отходы (РАО) представляют значительную опасность для человека и биосферы. Для минимизации вредного радиационного и токсического воздействия на объекты биосферы и уменьшения риска их делокализации и распространения в окружающей среде их необходимо кондиционировать путем перевода в твердые монолитные стабильные формы, устойчивые к воздействию природных и техногенных факторов. Необходимый уровень надежности иммобилизации радионуклидов РАО и изоляции их от окружающей среды могут обеспечить химически устойчивые неорганические матричные материалы — стекло, стеклокерамика и керамика. Две последние формы РАО являются предпочтительными, так как кристаллическое состояние вещества, в отличие от стеклообразного, является термодинамически стабильным. Стеклокристаллические формы РАО, особенно образующиеся при спонтанной кристаллизации расплавов при сливе или отжиге, являются наиболее удобными с технологической точки зрения, а также вследствие хороших аккоммодационных свойств их структуры, способной аккумулировать практически все элементы, присутствующие в РАО.

В этой связи актуальной задачей является разработка стеклокристалличе-ских материалов для иммобилизации различных видов РАО. Обычно в качестве матричных материалов для связывания РАО используют стекла и стекломате-риалы на силикатной или боросиликатной основах. Однако было показано1, что керамика и стеклокристаллические материалы на титанатной и титано-силикатной основах являются более стабильными и химически устойчивыми, чем силикатные материалы. Поэтому разработка стеклокристаллических материалов для иммобилизации РАО имеет важное научно-техническое и социально-экологическое значение.

1 A.E. Ringwood et al. SYNROC// Radioactive waste Forms for the Future, Amsterdam, 1988. P. 233−334- P.J. Hayward, Glass-Ceramics, Ibid. P. 427−493.

Цель работы.

Целью настоящей работы является разработка стеклокристаллических плавленых материалов на титанатной и титано-силикатной основах для иммобилизации зольных остатков печей сжигания (30) и Cs/Sr фракции высокоактивных отходов (BAO) от переработки облученного ядерного топлива.

Эта цель достигается решением следующих задач:

1. Изучение фазового состава, структуры и свойств материалов в модельных системах Ca0-(Na20,Cs20,Sr0,C00,Al203)-Ti02-Si02.

2. Изучение фазового состава, структуры и свойств материалов на титанатной и титано-силикатной основах для иммобилизации Cs/Sr фракции высокоактивных отходов (BAO) от переработки облученного ядерного топлива.

3. Изучение фазового состава, структуры и свойств материалов на титанатной и титано-силикатной основах для иммобилизации для иммобилизации радиоактивного зольного остатка печей сжигания РАО.

4. Изучение возможности синтеза титано-силикатных стеклокристаллических материалов, содержащих имитированные BAO, методом индукционного плавления в холодном тигле (ИПХТ), и определение структуры и свойств полученных продуктов.

Научная новизна.

1. Проведено детальное изучение характеристик радиоактивного 30 печей сжигания РАО. Изучены процессы при их термообработке (включая унос радионуклидов), фазовый состав и распределение компонентов между сосуществующими фазами продуктов термообработки 30, интегральное выщелачивание (потеря массы образцов) и выщелачивание аи (З-у-излучателей из полученных материалов.

2. Изучены фазовый состав и структура материалов на основе системы СаО-TÍ-O2-SÍ-O2, содержащих компоненты короткоживущей фракции BAO (Cs20, SrO) и другие компоненты РАО (Na20, СоО, А1203), изучено структурное положение в материалах парамагнитных ионов, идентифицированы радиационные парамагнитные центры (РПЦ) и дана структурная интерпретация полученных данных.

3. Изучен фазовый состав титанатных материалов типа Synroc, содержащих имитатор Cs/Sr фракции BAO, определены составы сосуществующих фаз и дана их минералого-петрографическая характеристика. Исследовано распределение компонентов между фазами. Измерены скорости выщелачивания цезия, стронция и a-излучателей из отвержденных продуктов, оценен унос радионуклидов из расплавов.

4. Проведено рентгено-дифрактометрическое изучение процессов при термообработке титано-силикатных шихт, содержащих реальный ЗО, и определены температурные границы различных стадий процесса.

5. Изучен фазовый состав, определены составы сосуществующих фаз и исследовано распределение элементов РАО между фазами в стеклокристалличе-ских материалах на титано-силикатной основе, содержащих реальный 30 печи сжигания РАО, измерены скорости выщелачивания цезия, стронция и a-излучателей из отвержденных продуктов, оценен унос радионуклидов из расплавов.

6. Изучен фазовый состав, составы сосуществующих фаз и распределение компонентов в титано-силикатных стеклокерамиках, полученных методом ИПХТ. Дана минералого-петрографическая характеристика фаз перьерита-чевкинита и сфена, содержащих элементы РАО.

Практическая ценность работы.

1. Разработаны материалы на титанатной основе, пригодные для иммобилизации Cs/Sr фракции BAO от переработки облученного ядерного топлива.

2. Разработаны материалы на титано-силикатной основе, пригодные для иммобилизации радиоактивных ЗО установок сжигания РАО, в том числе ак-тинидсодержащих.

3. Продемонстрирована возможность синтеза титано-силикатных форм РАО методом индукционного плавления в холодном тигле (ИПХТ) с образование фаз перьерита-чевкинита и сфена, включающих компоненты РАО.

4. Изучено выщелачивание радионуклидов из титанатных кристаллических и титано-силикатных стеклокристаллических форм РАО и продемонстрированы экологические преимущества этих матриц.

Стеклокристаллические матричные материалы на титанатной и титано-силикатной основах, разработанные в диссертационной работе, приняты к внедрению в МосНПО «Радон» на установке омоноличивания радиоактивного 30 печи сжигания РАО. Результаты работы вошли в Технико-экономические исследования по созданию установки кондиционирования фракционированных BAO ПО «Маяк» .

Основные результаты работы отражены в отчетах МосНПО «Радон» по темам 06−011 и 02−235 Координационного плана НИР МосНПО «Радон» за 1986;1990, 1991;1995, 1996;2000 гг., утвержденных Департаментом инженерного обеспечения и Управлением коммунального хозяйства и благоустройства Правительства Москвы.

Положения, выносимые на защиту:

1. Фазовый состав, структура и свойства стеклокристаллических материалов на титано-силикатной основе в модельных системах СаО-(Na20,Cs20,Sr0,C00,Al203)-Ti02-Si02.

2. Составы, структура и свойства стеклокристаллических материалов на титанатной основе для иммобилизации Cs/Sr фракции BAO от переработки облученного ядерного топлива.

3. Составы, структура и свойства стеклокристаллических материалов на титано-силикатной основе для иммобилизации радиоактивных 30.

4. Фазовый состав и характеристика фаз в титано-силикатных стеклокристаллических материалах, полученных методом ИПХТ, и их свойства.

Апробация работы. Основные материалы диссертации докладывались на XIX и XXI Международных симпозиумах «Научные основы обращения с ядерными отходами» (Бостон, США, 1995; Давос, Швейцария, 1997), Ежегодных международных симпозиумах «Управление отходами» в 1996 и 1997 гг (Тусон, США), 6-й Международной конференции по обращению с радиоактивными отходами и восстановлению окружающей среды (Сингапур, 1997), 3-й Международной конференции по сжиганию и технологиям термической переработки (Солт-Лэйк-Сити, США, 1998), XVIII Международном конгрессе по стеклу (Сан-Франциско, США, 1998), 9-й и 10-й Международных конференциях молодых ученых по химии и химической технологии МКХТ-95 и МКХТ-96 (Москва, 1995 и 1996 гг), 2-й Российской конференции по радиохимии (Димит-ровград, 1997).

Публикации. По материалам диссертации опубликовано 25 печатных работ, в т. ч. 14 статей.

Структура и объем диссертации

Диссертация изложена на 203 страницах машинописного текста, включает 39 таблиц и 49 рисунков. Диссертация состоит из введения, семи глав, выводов и списка литературы из 182 наименований.

ВЫВОДЫ.

1. При плавлении зольного остатка (30) без флюса образуются стеклокри-сталлические материалы с различным соотношением фаз в зависимости от конечной температуры плавления и времени выдержки расплава при этой температуре. При температуре 1450 °C все процессы в шихте завершаются примерно за 10 мин, и дальнейшая выдержка не приводит к большей потере массы.

2. Полученные плавленые материалы являются химически устойчивыми (относятся к 1-Ш гидролитическому классу). Скорость выщелачивания ос-излучателей по методике МСС-1 находится в пределах.

А 2 сут, что на уровне лучших боросиликатных стекол для иммобилизации РАО.

3. Унос а-излучателей в процессе плавления реального зольного остатка и зольного остатка после отделения крупной фракции не превышал 0,02% и 1,5%, соответственно. Потери р-у-излучателей, в основном 134'137Сз, при плавлении монотонно возрастают от 2,9% при 900 °C до 15% при 1200 °C и могут достигать 30−35% при 1400 °C.

4. Показана возможность синтеза из расплава стеклокристаллических материалов с различным соотношением кристаллических и аморфной фаз, отвечающих по химическому составу сфену, титано-силикатной стеклокерамике и материалам типа Бупгос.

5. Расплавы на основе титано-силикатов кристаллизуются с выделением сфена, поллуцита и цезиевого алюмосиликата СэА^зОпСодержание последнего увеличивается с ростом концентрации оксида цезия, вводимого за счет оксида натрия. Их химическая устойчивость выше, чем у традиципо о онных боросиликатных стекол до 1(Г-1(Г г/смсут), но уменьшается с ростом концентрации Сз20 в образцах. Радиационная устойчивость материалов определяется стойкостью стекломатрицы (как и химическая устойчивость), и радиационные дефекты образуются на кремнекислородных узлах. Примесные ионы марганца концентрируются в кристаллической фазе, а ионы трехвалентного железа распределяются между кристаллическими и аморфной фазами примерно поровну с незначительным преобладанием в стеклофазе.

6. Разработан материал типа Synroc-C для иммобилизации Cs/Sr фракции BAO от переработки облученного ядерного топлива, который содержит перовскит, цирконолит, голландит и рутил. Ионы цезия локализованы в т I голландите", а стронция — в перовските. Примесные ионы Fe четырех-координированы, а ионы Мп2+ - шестикоординированыобразуя центры аксиальной симметрии с ромбическими искажениями. Имеется тенденция к их агрегации от сдвоенных марганец-кислородных комплексов до полиядерных кластеров, ответственных за широкую линию с gw2 в спектрах ЭПР.

7. Разработан и синтезирован материал типа Synroc на титано-цирконатно-силикатной основе с высокой химической устойчивостью, способный аккумулировать до -30 мае.% реального зольного остатка. Показано, что все реакции в шихте завершаются при температурах до 1200 °C, расплав образуется при температурах около 1300 °C, и гомогенность расплава достигается в интервале температур 1300−1400°С.

8. Показано, что в титано-силикатной стеклокерамике, полученной медленным охлаждением расплава, кроме цирконолита, «голландита», рутила и аморфной фазы, выделяются алюмосиликаты (лейцит, цельзиан) и титано-силикат бенитоит. Эти минералы, наряду с «голландитом», являются матричными фазами для цезия и переходных металлов.

9. Скорости выщелачивания стронция, РЗЭ (европия) и актинидов (урана, плутония, америция) из титано-силикатной стеклокерамики примерно соответствуют значениям, характерным для горячепрессованной керамики типа Synroc-C.

10.Разработаны титано-силикатные материалы для иммобилизации зольного остатка, содержащие фазы фосфатов и шпинелей, связывающие актиниды, РЗЭ и элементы группы железа.

11. Методом индукционного плавления в холодном тигле синтезирована стеклокерамика на титано-силикатной основе. В качестве катализаторов кристаллизации использованы 2Ю2 и Сг203. Получены образцы с содержанием кристаллической фазы 40−50 об.%. В цирконийсодержащем материале основной кристаллической фазой является перьерит-чевкинитв хромсодержащем — сфен. В обоих материалах матричная стеклофаза имеет ликвационную структуру.

12.Электронно-зондовым анализом показано, что в образцах стеклокерамики кристаллические фазы (перьерит и сфен) обогащены церием, вводившимся как имитатор РЗЭ и актинидов, и стронцием, а цезий концентрируется в стеклофазе.

7.4.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

К ГЛАВЕ 7.

Изучение титанатных стеклокерамик на основе сфена, полученных методом ИПХТ, выявило их неоднородное строение. По данным оптических исследований, а также СЭМ/ЭДС и ТЭМ изучения образцы состоят из гетерогенного двухфазного стекла и, по крайней мере, двух типов кристаллических образований. Процесс формирования фазового состава можно схематично представить следующим образом: сначала исходный расплав в результате ликвации разделяется на две жидкие фазы, с последующим образованием двух стекол разного состава. В дальнейшем при кристаллизации, свойственной только одной разновидности стекла, обогащенной титаном, кальцием, церием, хромом (или цирконием) образуются сферолиты и кайма, сложенные стеклом, кристаллитами и более крупными выделениями кристаллической фазы. Суммарное количество кристаллических фаз достигает 40 — 50 об.%. Стекло представлено двумя разновидностями, возникшими в результате расслоения расплава на две несмешивающиеся жидкости. Первое из них образует сферические глобули и характеризуется повышенными концентрациями кальция и титана. Второе стекло слагает матрицу и отличается от первого более высоким содержанием кремния и щелочей. Кристаллические образования представлены фазами со структурой сфена и перьерита. Искусственный перьерит имеет моноклинную сингонию с параметрами ячейки, а и Ь сходными с природным, но с удвоенным параметром с. Основная доля элементов-имитаторов РАО (Тл, Сг, Бг и Се) концентрируется в кристаллических фазах со сфеновой и перьеритовой структурой, тогда как Сб остается в стекле. В целом, строение керамик, изготовленных методом ИПХТ, состав слагающих их фаз, характер распределения элементов между фазами, практически аналогичны тому, что было охарактеризованно ранее в работах [113−115] и в нашей работе в главах 4−6.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96): Гигиенические нормативы ГИ 2.6.1.054−96. М.: Госкомсанэпиднадзор России, 1996. 126 с.
  2. И.А., Хомчик JI.M. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М.: Энергоатомиздат, 1983. 128 с.
  3. A.C., Куличенко В. В., Жихарев М. И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985. 183 с.
  4. Г. Б., Смирнов Ю. В., Соколова И. Д. Обработка и удаление радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности зарубежных стран. М.: ЦНИИАтоминформ, 1990. 578 с
  5. К вопросу о летучести радионуклидов при высокотемпературной переработке радиоактивных отходов / Лифанов Ф. А., Стефановский C.B., Кобе-лев А.П., Двинденко И. А. // Плазменные процессы и аппараты. Минск: ИТМО АН БССР, 1984. С. 112−117.
  6. А. с. 1 387 729 (СССР), МКИ G 21 F 9/28. Способ переработки радиоактивной золы / Ф. А. Лифанов, C.B.Стефановский, С. А. Дмитриев // 1986.
  7. А. с. 1 389 566 (СССР), МКИ G 21 F 9/28. Способ переработки радиоактивной золы / Ф. А. Лифанов, C.B.Стефановский, В. А. Соловьев // 1986.
  8. Улетучивание компонентов при электроварке стекла / Соболев И. А., Лифанов Ф. А., Стефановский C.B., Дмитриев С. А., Захаренко В. Н., Кобелев А. П. // Стекло и керамика. 1987, № 2. С. 14−15.
  9. Снижение улетучивания компонентов при электроварке боросиликатного стекла / Соболев И. А., Лифанов Ф. А., Стефановский C.B., Дмитриев С. А., Захаренко В. Н., Кобелев А. П. // Стекло и керамика. 1987, № 4. С. 9−10.
  10. С.В., Лифанов Ф. А. Синтез, структура и свойства боро-силикатных стекол и стеклокристаллических материалов на основе золы органических отходов // Изв. АН СССР. Неорг. матер. 1989. Т. 25, № 3. С. 502−506.
  11. Ф.А., Стефановский С. В., Соболев И. А. Фиксация в стекло ра-диактивной золы // XV Int. Congr. On Class. L.1989. V. 3b. P. 202−205.
  12. Ф.А., Стефановский С. В. Силикатные стекла и стеклокерамика для иммобилизации радиоактивной золы с установки сжигания органических отходов//Радиохимия. 1990. Т. 32, MB. С. 166−171.
  13. Stefsnovsky S., Lifanov F., Ivanov I. Glass Forms For Incinerator Ash Immobilization // XVI Int. Congr. On Glass. Madrid: 1992. V.3. P. 202−205.
  14. U., Dippel Th., Kartes H. // Evaluation of Ceramic Materials As a Matrix for Solidification of Alpha-bearing Wastes //Manag. of Alpha-Cont. Wastes. Vienna: IAEA, 1981. P.355−368.
  15. Включение зольных остатков от сжигания радиоактивных отходов в керамические матрицы на основе глин / Вишневский А. С., Данилов А. А., Ко-жемяко Л.Н., Колычева Т. И., Кузнецов B.C., Шашуков Е. А., Шлыков Е. И. //Радиохимия. 1988. Т. ЗО, N6. С. 811−816.
  16. Испытание отвержденных радиоактивных отходов посредством длительного выщелачивания. Межд. станд. ИСО 6961−82. Вена. 1984.
  17. Потенциальная опасность отвержденных радиоактивных отходов / Бари-нов А.С., Ожован М. И., Соболев И. А., Ожован Н. В. // Радиохимия. 1990. Т.32, № 4. С. 127−130.
  18. И.А., Баринов А. С., Ожован М. И. Испытания в натурных условиях продуктов отверждения радиоактивных отходов // Атомная энергия. 1990. Т.69, № 5. С. 306−309.
  19. Long-Term Natural Tests of NPP Vitrified Radioactive Waste / Sobolev I.A., Barinov A.S., Ojovan M.I., Ojovan N.V. // Waste Management '96. CD Rom. Rep. 38−6.
  20. Химическая технология стекла и ситаллов. Под ред. Н. М. Павлушкина. М.: Стройиздат, 1983. 432 с.
  21. Удаление продуктов деления в стекле / Уотсон, Дерхэм, Эрлбак, Рэй // Труды Второй Международной Конференции по Мирному Использованию Атомной Энергии. Женева, 1958. М. 1959. С. 187−200.
  22. Watson L.C., Aikin A.M., Bancroft A.R. The Permanent Disposal of Highly Radioactive Wastes by Incorporation into Glass // Disposal of Radioactive Wastes. Proc. Conf. Monaco, 16−21 Nov. 1959. Vienna: IAEA, 1960. V.l. P. 375−390.
  23. Grover J.R., Chidley B.E. Glasses Suitable for the Long-Term Storage of Fission Products // J. Nucl. Energy. 1962. V.16,N8. P. 405−421.
  24. Свойства фосфатных и силикатных стекол для отверждения радиоактивных отходов / Брежнева Н. Е., Озиранер С. Г., Минаев А. А., Кузнецов Д. Г. // Management of Radioactive Wastes from the Nuclear Fuel Cycle. Vienna: IAEA, 1976. V.2. P. 85−94.
  25. Development and Radiation Stability of Glasses for Highly Radioactive Wastes / Hall A.R., Dalton J.T., Hudson В., Marples J.A.C. // Ibid. V.l. P. 3−15.
  26. Characteristics of Solidified High Level Waste Products. Techn. Rep. Series N 187. Vienna: IAEA, 1979.
  27. Hench L.L., Clark D.E., Campbell J. High level Waste Immobilization Forms // Nucl. Chem. Waste Manag. 1984. V.5. P. 149−173.
  28. Peeler D.K. Glass Formulation Activities for Pu Disposition // US-Russian Workshop on Ceramics and Glass Formulation and Characterization, May 1826, 1997. Livermore, CA.
  29. Lutze W. Silicate Glasses // Radioactive Waste Forms for the Future. Eds. R.C. Ewing and W. Lutze. Amsterdam: Elsevier Science Publishers B.V., 1988. P. 1160.
  30. A.A. Химия стекла. JI.: Химия, 1974. 351 с.
  31. С.В. ЭПР и ИК спектроскопическое исследование структуры боросиликатных стекол для иммобилизации радиоактивных отходов // Радиохимия. 1992. Т. 34, № 3. С. 214−222.
  32. Weber W.J., Roberts F.B. A Review of Radiation Effects in Solid Nuclear Waste Forms //Nucl. Technol. 1983. V.60, N2. P. 178−198.
  33. Ewing R.C., Weber W.J., Clinard F.W. Radiation Effects in Nuclear Waste Forms for High-Level Radioactive Waste // Progr. Nucl. Energy. 1995. V. 29, N2. P. 63−127.
  34. SYNROC / Ringwood A.E., Kesson S.E., Reeve K.D., Levins D.M., Ramm E.J. // Radioactive Waste Forms for the Future. Eds W. Lutze and R.C. Ewing. Amsterdam: Elsevier Science Publishers B.Y., 1988. P. 233−334.
  35. Sales B.C., Boatner L.A. Lead-Iron Phosphate Glass // Ibid. P. 193−231.
  36. Clark W.E. Godbee H.W. Fixation of Simulated Highly Radioactive Wastes in Glassy Solids // Treatment and Storage of High Level Radioactive Wastes. Vienna: IAEA, 1963. P. 412−432.
  37. Stefanovsky S.V., Ivanov I.A., Gulin A.N. Aluminophosphate Glasses with High Sulfate Content//Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1995. V. 353. P. 101−106.
  38. Исследование в области обезвреживания высокоактивных отходов / Вой-тех О., Направник И., Стейскал И., Нейманн JI. // Материалы IV Научно-Технической Конференции СЭВ. М.: Атомиздат, 1978.114−121.
  39. В.Д., Савушкина М. К. // Атомная энергия, 1987, Т.63, Вып. 4, С.277−279.
  40. Н.В., Саламатина Р. Н., Шаврук В. В., Юзвикова М. А. // Атомная энергия, 1990, Т.69, Вып. 5, С.303−306.
  41. Минералогия и геохимия консервирующих матриц высокоактивных отходов / Н. П. Лаверов, Б. И. Омельяненко, С. В. Юдинцев, Б. С. Никонов, И. А. Соболев, С.В. Стефановский//Геол. Рудн. Месторожд. 1997. Т. 39, № 3. С. 211−228.
  42. Sales B.C., Boatner L.A. Physical and Chemical Characteristics of Lead-Iron Phosphate Nuclear Waste Glasses // J. Non-Cryst. Solids. 1986. V. 79. P. 83 116.
  43. Morris J.B., Chidley B.E. Preliminary Experience with the New Harwell Inactive Vitrification Pilot Plant // Management of Radioactive Wastes from the Nuclear Fuel Cycle. Vienna: IAEA, 1976. V.2. P. 241−256.
  44. Harker А.В., Morgan P.F., Clarke D.R., Flintoff J.F. Formulation and Processing of Polyphase Ceramics for High Level Nuclear Waste // Sci. Basis for Nucl. Waste Manag. 1982. V.6. P.567−573.
  45. Ringwood A.E., Oversby V.M., Kesson S.E., Sinclair W., Ware N., Hibberson W., Major A. Immobilization of High-Level Nuclear Reactor Wastes in SYN-ROC: A Current Appraisal // Nucl. & Chem. Waste Manag. 1981. V.2. P. 287−305.
  46. Ringwood A.E., Major A., Ramm E.J., Padgett J. Uniaxial Hot-pressing Bellows Containers //Nucl. & Chem. Waste Manag. 1983. V.4. P. 135−140.
  47. McCarthy G.J. High Level Waste Ceramics, Materials Consideration, Process Simulation and Product Characterization // Nucl. Technol. 1979. V.32. P.92−97.
  48. Ringwood A.E. Safe Disposal of High level Nuclear Reactor Wastes: A New Strategy. Canberra: ANU Press, 1978, 64 p.
  49. Pentinghaus H. To SYNROC Through Melting: Thermal Analysis, Thermo-gravimetry and Crystal Chemical Characterization of Phases // Int. Sem. on Chem. and Proc. Eng. for High Level Liquid Waste Solid. Kernforschungsanlage Julich. V.2. 1981. P.713−731.
  50. H.A., Стефановский C.B., Лифанов Ф. А. Синтез керамики типа SYNROC из расплава//Радиохимия. 1993, № 3. С. 98−105.
  51. Искусственные плавленые материалы на основе цирконолита для иммобилизации радиоактивных отходов / Стефановский С. В., Никонов Б. С., Омельяненко Б. И., Юдинцев С. В., Якушев А. И. // Физ. и Хим. Обраб. Матер. 1997, № 6. С. 111−117.
  52. Плавленая керамика типа Synroc-C, содержащая имитированные высокоактивные отходы / Князев O.A., С. В. Стефановский, Б. С. Никонов, Б. И. Омельяненко, С. В. Юдинцев // Физ. и Хим. Обраб. Матер. 1998, № 1. С. 94−100.
  53. Studies of Pollucite / Vance E.R., Scheetz B. I, Barnes M.W., Bodnar B.J. //Sei. Basis Nuci. Waste Manag. 1982. V.6. P.31−35.
  54. Hartwig C.M. Raman Spectra of cesium Aluminosilicate Waste Forms // Sei. Basis for Nucl. Waste Manag. 1979. V.l. P. 219−225.
  55. B.E. Высокотемпературный синтез алюмосиликата цезия (поллу-цита) // Науч. Докл. Высш. Школы. Химия и хим. технол. 1959, № 2. С. 284−288.
  56. Ewing R.C., Lutze W., Weber W.J. Zircon: A Host Phase for the Disposal of Weapons Plutonium // J. Mat. Res. 1995. V.10, N2. P. 243−246.
  57. Synthesis of Zircon for Immobilization of Actinides / Burakov B.E., Anderson E.B., Rovsha V.S., Ushakov S.V., Ewing R.C., Lutze W., Weber W.J. // mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1996. V.412. P. 33−39.
  58. Ioudintsev S.V., Omelianenko В.I., Lapina M.I. Study of Uranium Incorporation into Zircon: Solubility Limits and Durability of Fixation // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1998. V.506. P. 185−190.
  59. C.B. Условия образования цирконий-урановых расплавов в ходе Чернобыльской аварии и синтез циркона как матрицы для иммобилизации актинидов // Автореф. дисс. канд. геол.-минер. наук. СПб: СпбГУ, 1988. 16 с.
  60. Weber W.J., Greegor R.B. Alpha Irradiation Effects in Ca2Nd8(Si04)602 // Nucl. Instr. & Meth. Phys. Res. 1990. V. B46. P. 160−164.
  61. Apatitic Waste Forms: Process Overview / Carpena J., Audubert F., Bernache D., Boyer L., Donazzon D., Lacout J.L., Senamaud N. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1998. V.506. P. 543−549.
  62. Immobilisation of High level Nuclear Reactor Wastes in SYNROC / Ringwood A.E., Kesson S.E., Ware N.G., Hibberson W., Major A // Nature. 1979. V.278. P. 219−223.
  63. Ringwood A.E. Treatment of High level Nuclear Reactor Wastes // US Pat. N 4 274 976, June 23, 1981.
  64. The SYNROC Process: A Geochemical Approach to Nuclear Waste Immobilization / Ringwood A.E., Kesson S.E., Ware N.G., Hibberson W.O., Major A // Geochem. J. 1979. V.13. P. 141−165.
  65. Immobilization of Separated Tc and Cs/Sr in Synroc / Hart K.P., Vance E.R., Day R.A., Begg B.D., Angel P.J., Jostsons A // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1996. V.412. P. 281−287.
  66. Campbell J.H., RozsaR.B., Hoenig C.L. Immobilization of High Level Defence Wastes in SYNROCOD: Recent Research and Development Results on Process Scale-Up // Treatment and Handling of Radioactive Wastes, 1983. P. 318−324.
  67. Ryerson F.J. Microstructure and Mineral Chemistry of Synroc-D // J. Amer. Ceram. Soc. 1983. V.66, N9. P. 629−636.
  68. Kesson S.E., Ringwood A.E. Immobilization of HLW in Synroc-E // Mat. Res. Soc. Symp. Proc, 1984. V.26. P. 507−512.
  69. Kesson S.E., Ringwood A.E. Safe Disposal of Spent Nuclear Fuel // Rad. Waste Manag. Nucl. Fuel Cycle. 1983. V.4, N2. P. 159−174.
  70. Zirconolite-Rich Titanate Ceramics for High Level Actinide Wastes / Vance E.R." Angel P.J., Begg B.D., Day R.A. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1994. V.333. P. 293−298.
  71. Zirconolite-Rich Ceramics for Actinide Wastes / Vance E.R." Begg B.D., Day R.A., Ball C.J. //Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1995. V.353. P. 767−774.
  72. Excess Pu Disposition in Zirconolite-Rich Synroc / Vance E.R., Jostsons A., Day R.A., Ball C.J., Begg B.D., Angel P.J. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1996. V.412.P. 41−47.
  73. Excess Pu Disposition in Zirconolite-Rich Synroc Containing Nepheline / Vance E.R., Hart K.P., Day R.A., Begg B.D., Angel P.J., Loi E., Weir J., Oversby V.M. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1996. V.412. P. 49−55
  74. Sintered (Sr, U)-Containing Zirconolite Ceramics Study / Stefanovsky S.V., Ioudintsev S.V., Ochkin A.V., Ptashkin A.G., Chizhevskaya S.V. // Ibid. P. 261−268.
  75. Boatner L.A., Sales B.C. Monazite I I Radioactive Waste Forms for the Future. Eds. W. Lutze and R.C. Ewing. Amsterdam: Elsevier Science Publishers B.V. 1988. P. 495−564.
  76. Komameni S., Roy R. y-Zirconium Phosphate As a Cs-waste Form for Partitioned Wastes //Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1983. V.15. P. 77−82.
  77. Alamo J., Roy R. Crystal Chemistry of the NaZr2(P04)3, NZP or CTP, Structure Family // J. Mat. Sci. 1986. V.21. P.444−450.
  78. А.И., Артемьева Г. Ю., Демарши В. Т., Алферов В.А. Cs-содержащие комплексные фосфаты. Строение. Выщелачиваемость цезия // Радиохимия. 1991, Т.ЗЗ. С. 186−191.
  79. Sodium Zirconium Phosphate (NZP) As a Host Structure for Nuclear Waste Immobilization: A Review / Sheetz B.E., Agrawal D.K., Breval E., Roy R. // Waste Manag. 1994. V.14, N6. P.489−505.
  80. Zyryanov V.N., Vance E.R. Comparison of Sodium Zirconium Phosphate-Structured HLW Forms and Synroc for High Level Nuclear Waste Immobilization//Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1997. V.465. P. 409−415.
  81. А.Ю., Стефановский C.B., Богомолова Л. Д. Иммобилизация железа и хрома как коррозионных продуктов, содержащихся в радиоактивных отходах, в NZP керамике // Перспект. Матер. 1998, № 4. С.
  82. McCarthy G.J. High level waste Ceramics: Materials Considerations, Process Simulation and Product Characterization // Nucl. Technol. 1977. V.32. P. 92 105.
  83. Schwoebel R.L., Johnstone J.K. The Sandia Solidification Process: A Brief Overview // Ceramic and Glass Radioactive Waste Forms. Eds. Readley D.W. and Cooley C.R. E.R.D.A. Conf. 770 102. 1977. P. 101−112.
  84. An Improved Polyphase Ceramic for High-Level Defense Waste / Harker A.B., Morgan P.E.D., Flintoff J., Clarke D.R. // Treatment and Handling of Radioactive Wastes. 1983. P. 325−330.
  85. Developments in SRP «Composite» Defense Ceramic Radwaste Forms / Morgan P.E.D., Harker A.B., Flintoff J.F. Shaw T.M., Clarke D.R. // Advances in Ceramics. 1984. Y.8. P. 325−333.
  86. Harker A.B. Tailored Ceramics // Radioactive Waste Forms for the Future. Eds. W. Lutze and R.C. Ewing. Amsterdam: Elseview Science Publishers B.V. 1988. P. 335−392.
  87. Синтез и исследование плавленых минералоподобных форм радиоактивных отходов / Соболев H.A., Стефановский С. В., Лифанов Ф. А., Власов
  88. B.И., Дмитриев С. А., Иванов И. А. // Физ. и хим. обраб. матер. 1994, № 4−5.1. C. 150−160.
  89. The Cold Crucible Melting of Synroc / Stefanovsky S.V., Knyazev O.A., Lo-pukh D.B., Ioudintsev S.V. // IT3 International Conference on Incineration and Thermal Treatment Technologies. Salt lake City. 1998. P.
  90. Collaborative Studies of High level Waste Forms at SIA «Radon» and IGEM RAS / Laverov N.P., Sobolev I.A., Dmitriev S.A., Stefanovsky S.V., Ome-lianenko B.I., Ioudintsev S.V. // Ibid. P. 613−615.
  91. Study of Melted Synroc Doped with Simulated High Level Waste / Sobolev I.A., Stefanovsky S.V., Ioudintsev S.V., Nikonov B.S., Omelianenko B.I., Mokhov A.V. //Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1997. V.465. P. 363−370.
  92. Плавленая керамика типа Synroc-C, содержащая имитированные высокоактивные отходы / Князев O.A., Стефановский С. В., Никонов Б. С., Омельяненко Б. И., Юдинцев С. В. // Физ. и Хим. Обраб. Матер. 1998, № 1. С. 94−100.
  93. Synthesis and Characteristics of Synroc Material Produced by Induction Melting in a Cold Crucible / Stefanovsky S.V., Knyazev O.A., Ioudintsev S.V., Nikonov B.S., Omelianenko B.I., Day R.A., Vance E.R. // J. Adv. Mater. 1996. V.3, N3. P. 268−274.
  94. Изучение материала Синрок / Стефановский С. В., Юдинцев С. В., Никонов Б. С., Омельяненко Б. И. // Геоэкология. 1996, № 4. С. 58−74.
  95. Синтез и характеристика материала Synroc, полученного индукционным плавлением в холодном тигле 7 Стефановский С. В., Князев O.A., Юдинцев С. В., Никонов Б. С., Омельяненко Б. И., Дей P.A., Вэнс Е. Р. // Перспект. матер. 1997, № 2. С. 85−91.
  96. Comparative Study of Synroc-C Ceramics Produced by Hot-Pressing and Inductive Melting / Sobolev I.A., Stefanovsky S.V., Omelianenko B.I., Ioudintsev S.V., Vance E.R., Jostsons A. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1997. V.465. P. 371−378.
  97. Nd-Doped Zirconolite Ceramic and Glass Ceramic Synthesized by Melting and Controlled Cooling / Advocat Т., Fillet C., Marillet J., Leturcq G., Boubals J.M., Bonnetier A. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1998. V.506. P. 55−62.
  98. R.A., Hayward P.J. // Development of Sphene-Based Glass-ceramics for Disposal of Some Canadian Wastes // Advances in Ceramics. V.8. Nuclear Waste Management, ed. by G.G.Wicks and W.A. Ross. Columbus, Amer. Ceram. Soc. 1983. P.273−281.
  99. Bancroft G.M., Metson J.B., Mclntyre N.S. Microstructural Characterization of Sphene Ceramics // Ibid. P. 282−290.
  100. Crystallization of Sphene-Based Glass-ceramics for Immobilization of HighLevel Nuclear Fuel Reprocessing Wastes / Hayward P.J., Vance E.R., Cann C.D., Mitchell S.L. // Ibid. P.291−301.
  101. Hayward P.J. Glass-Ceramics // Radioactive Waste Forms for the Future. Eds. W. Lutze and R.C. Ewing. Amsterdam: Elsevier Science Publishers B.V. 1988. P. 427−493.
  102. Дир У.А., Хауи P.A., Зусман Дж. Породообразующие минералы. Пер. с англ. Т.1: Ортосиликаты и кольцевые силикаты. М.: Мир, 1965. С. 87−95.
  103. Э. Минералогия и геохимия радиоактивного минерального сырья. М.: Изд-во иностр. лит. 1962. 605 с.
  104. А.В., Кононов О. В. Минералогия. М.: Изд-во МГУ, 1982. 311с.
  105. Vance E.R., Hayward P.J., Hamon R.F. Volatile Losses from Sphene Glass-Ceramic and Borosilicate Glass Melts // J. Amer. Ceram. Soc. 1988 V.71, N7. P. C-318-C-320.
  106. Pat. N 2 133 607 A, Great Britain. Treatment of Liquid Radioactive Wastes by Using of Ion-Exchanger Suitable for Production of Glass Ceramics / R.A. Speranzini, P.J. Hayward, R.E. Hollis, A. Shaddick. 25.07.1984.
  107. Vance E.R. Sol-Gel Production of Titanosilicate Glass-Ceramics for Nuclear Waste Immobilization // J. Mat. Sci. 1986. V.21, N4. P. 1413−1416.
  108. Radiation Effects on Sphene and Sphene-Based Glass-Ceramics / Vance E.R., Karioris F.G., Cartz L., Wong M.S. // Advances in Ceramics. 1984. V.8. P. 62−70.
  109. Vance E.R., Metson J.B. Radiation Damage in Natural Titanites // Phys. Chem. Minerals. 1985. V.12. P. 255−260.
  110. Л.В., Марфунин A.C. Об ионе ванадила в минералах и особенностях электронного парамагнитного резонанса начальных элементов // Изв. АН СССР, сер. Геол. 1965, № 9. С. 42−52.
  111. Vassilkou-Dova А.В., Lemann G. EPR of V4+ and Fe3+ in Titanites // Phys. Chem. Miner. 1988. V.15. P. 559−563.
  112. Studies on the Fixation of Fission Products in Ceramic Materials / De K., Luckscheiter B., Lutze W., Malow G., Schiewer E. // Trans. Amer. Nucl. Soc. 1975. V.20. P. 666−669.
  113. Minimiya M. Diopside Glass Ceramic Material for Immobilization of Radioactive Waste // Intern. Seminar on Chem. and Proc. Eng. for High Level Liquid Rad. Waste Solid. Julich: Kfk. 1981. P. 53−63.
  114. Glass Forms for Alpha Waste Management / Kupfer M.J., Schulz W.W., Hobbick C.W., Mendel J.E. // AIChE Symp. Ser. 1976. V.72, N154. P. 90−97.
  115. Lebeau M.-J., Girod M. Incorporation of Simulated Nuclear Ashes in Basalt: An Experimental Investigation // Am. Ceram. Soc. Bull. 1987. V.66, N11. P. 1640−1646.
  116. Conley J.G., Kelsey P.V., Miley D.V. Investigations of the Properties of Iron-Enriched Basalt with Ti02 and Zr02 Additions // Adv. In Ceram. 1984. V.8. P. 302−309.
  117. Jostsons A., Vance E.R., Hutchings R. Hanford HLW Immobilization in Synroc // Waste Management '96. Proceedings. 1996. CD Rom. Rep. 40−6.
  118. Synroc and Synroc-Glass Composite Waste Forms for Hanford HLW Immobilization / Vance E.R., Carter M.L., Day R.A., Begg B.D., Hart K.P., Jostsons A. // SPECTRUM'96. Int. Conf. Proceedings. Amer. Nucl. Soc. 1996. P. 2027−2031.
  119. A Melting Route to Synroc for Hanford HLW Immobilization / Vance E.R., Day R.A., Carter M.L., Jostsons A. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1996. V.412. P. 289−296.
  120. Immobilization of HLW Fractions from Hanford in Synroc / Jostsons A., Vance E.R., Hart K.P., Day R.A., Begg B.D., Carter M.L. // Waste Management '97. Proceedings. 1997. CD Rom. Rep. 36−07.
  121. Synroc Derivatives for the Hanford Waste Remediation Task / Vance E.R., Hart K.P., Day R.A., Carter M.L., Hambley M., Blackford M.G., Begg B.D. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1997. V.465. P. 341−348.
  122. Further Studies of Synroc Immobilisation of HLW Sluges and Tc for Hanford Tank Waste Remediation / Vance E.R., Hart K.P., Carter M.L., Ham-bley M.J., Day R.A., Begg B.D. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1998. V.506. P. 289−293.
  123. T.V., Krylova N.V., Shestoperov I.N. / Synthetic Mineral-Like Matrices for HLLW Solidification: Preparation by Induction Melter with a Cold crucible (CCM) // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1997. V.465. P. 425−432.
  124. Development of a New Solidification Method for Wastes Contaminated by Plutonium Oxides / Komatsu F., Sawada Y., Ohtsuka K., Ohuchi J. // Management of Alpha-Contaminated Wastes. Vienna: IAEA, 1981. P. 325−337.
  125. Palmer C.R., Mellinger G.B., Rusin J.M. Investigation of Vitreous and Crystalline Ceramic Materials for Immobilization of Alpha-Contaminated Residues // Ibid. P. 339−354.
  126. Feng X. Development of Vitreous Ceramic as Final Waste Forms // Emerging Technologies in Hazardous Waste Management VI. Proc. Int. Conf. Amer. Nucl. Soc. 1994.
  127. Feng X., Ordaz G., Krumrine P. Glassy Slag A Complementary Waste Form to Homogeneous Glass for the Implementation of MAWS in Treating DOE Low-Level/Mixed Wastes // SPECTRUM '94. Proceedings. Amer. Nucl. Soc. 1994.
  128. An Evaluation of Glass-Crystal Composites for the Disposal of Nuclear and Hazardous Waste Materials / Wronkiewicz D.J., DiSanto Т., Wolf S.F., Buck E.C., Dietz N.L., Feng X. // Waste Management '97. Proceedings. 1997. CD Rom. Rep. 11−6.
  129. Sobolev I.A., Stefanovsky S.V., Lifanov F.A. Synthetic Melted Rock-Type Wasteforms//Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1995. V.353. P. 833−840.
  130. Свойства плавленого шлйка при термической переработке радиоактивных отходов на базе шахтной печи / Дмитриев С. А., Стефановский С. В.,
  131. Ф.А., Князев И. А. // Физ. и Хим. Обраб. Матер. 1992, № 1. С. 6870.
  132. Состояние работ по обращению с радиоактивными отходами высокой активности в мире. Сообщение 9322. ЦНИИАтоминформ, 1996. 11 с.
  133. Desvaux J.-L. French Industrial Experience in HLW Vitrification // ICEM '97. Int. Conf. Proceedings. Singapore. ASME. 1997. P. 813−814.
  134. Стратегия обращения с радиоактивными отходами на производственном объединении «Маяк» / Глаголенко Ю. В., Дзекун Е. Г., Дрожко Е. Г., Медведев Г. М., Ровный С. И., Суслов А. П. // Вопр. Радиац. Безоп. 1996, № 2. С. 3−10.
  135. A Warm Heart in A Cold Body Melter Technology for Tomorrow / Jouan A., Boen R., Merlin S., Roux P // SPECTRUM '96. Proceedings. Amer Nucl. Soc. 1996. P. 2058−2062.
  136. Horie M., Tanaka Т., Ikenaga Y. High Volume Reduction and Group Partition of Simulated HLLW by Super High Temperature Method Using an Induction Cold Crucible // Waste Management '97. Proceedings. 1997. CD Rom. Rep. 35−5.
  137. Komatsu F., Takusagava A., Masaki T. Microwave Solidification Treatment of Incinerated Ash Contaminated by Radioactive Materials // KOBE STEEL Eng. Rep. 1983. 7.33, Nl.P.1−5.
  138. Haun R.E., Shuey M.W., Eschenbach R.C. Update on Plasma Arc Centrifugal Treatment // AIChE 1996 Annual Meeting. Chicago. 1996. Rep. CP96−10.
  139. Wittle J.K., Hamilton R.A., Wilver P.J. The Potential for Use of DC Graphite Melter Technology in Decommissioning, Decontamination, and Reutilization // ANS Topical Meeting on Decommissioning, Decontamination, and Reutilization. Knoxville. 1997.
  140. Плазмохимическая переработка твердых радиоактивных отходов / Дмитриев С. А., Стефановский С. В., Князев И. А., Лифанов Ф. А. // Физ. и Хим. Обраб. Матер. 1993, № 4. С. 65−73.
  141. Технико-экономические исследования в обоснование целесообразности применения минералоподобных матриц для иммобилизации высокоактивных отходов. Отчет о НИР (код темы 30.97.037 и 04.97.006). М.: НПА Тринлон", 1997.
  142. Nuclear Waste Materials Handbook, US Report No. DOE/TIC-11 440, Hanford: materials Characterization Center, 1983.
  143. H.M., Сентюрин Г. Г., Ходаковская Р. Я. Практикум по технологии стекла и ситаллов. М.: Стройиздат, 1970. 512 с.
  144. О.Н., Лебедев В. В. Обработка результатов наблюдений. М.: Наука, 1970.
  145. Иммобилизация радиоактивной золы в стекле / Ф. А. Лифанов, С. В. Стефановский, О. Н. Цвешко, Т. Н. Лащенова // Физ. и хим. стекла. 1991. Т. 17, МБ. С. 810−815.
  146. Lashtchenova T.N., Lifanov F.A., Stefanovsky S.V. Incorporation of Radon Incinerator Ash in Glass and Glass Crystalline Materials // Waste Management '97. Proc. Int. Symp. 1998. CD Rom. Rep. 13−17.
  147. Application of the Cold Crucible Melting for Production of Rock-Type Wasteforms / Sobolev I.A., Stefanovsky S.V., Knyazev O.A., Lashtchenova T.N., Vlasov V.I., Lopukh D.B. // ICEM '97. Proc. Int. Conf. Singapore, ASME. 1997. P. 265−269.
  148. Термический анализ минералов и горных пород. Л.: Недра, 1974. 357 с.
  149. Griscom D.L. Electron Spin Resonance in Glass // J. Non-Cryst. Sol. 1980. V. 40, N1−3. P. 211−272.
  150. Я. Г. ЭПР-спектроскопия неупорядоченных твердых тел. Рига: Зинатне, 1988.
  151. Л.Д. Применение электронного парамагнитного резонанса ионов первого переходного ряда для исследования структурных и электрических свойств оксидных стекол // Физ. и хим. стекла. 1976. Т. 2, № 1. С. 4−12.
  152. С.М., Тюльнин В. А. Радиационные центры в неорганических стеклах. М.: Энергоатомиздат, 1988.
  153. С.В., Труль О. А. Радиационные парамагнитные центры и структура силикатных стекол для иммобилизации золы сожженных радиоактивных отходов // Журн. прикл.спектр. 1992. 1.57, № 3−4. С. 322 326.
  154. Спектроскопические исследования натриево- и алюмосиликофосфат-ных стекол / Богомолова Л. Д., Павлушкина Т. К., Стефановский С. В., Тепляков Ю. Г., Труль О. А. // Физ. и хим. стекла. 1993. Т.19, № 3. С. 449−459.
  155. О.И. Спектры ЭПР ионов Mn (II) и Fe (III) свинцовоси-ликатного стекла// Физ. и хим. стекла. 1989. Т.15, № 6. С. 804−810.
  156. R. // J. Chem. Phys. 1970. V.52. P. 3919−3930.
  157. Wong J., Angell C. Glass Structure by Spectroscopy. N.Y.: Marcel Dekker, Inc. 1976.
  158. C.B. Композиции и структура стекломатериалов для иммобилизации некоторых типов радиоактивных отходов. Автореф. Дисс. докт. хим. наук. СПб: СПбТИ, 1992. 40 с.
  159. Chemical Durability and Related Properties of Solidified High Level Waste Forms. Techn. Rep. Ser. No. 257. Vienna: IAEA, 1985.
  160. В. Физическая химия силикатов. М., 1962. 1055 с.
  161. Индукционная тигельная печь для варки стекла / Ф. А. Лифанов, С. В. Стефановский, А. П. Кобелев, О. Н. Цвешко // Стекло и керамика. 1991, № 7. С. 10−11.
  162. .Б. Электронография и структурная кристаллография глинистых минералов. М.: Наука, 1964. 282 с.
  163. А.С. Кристаллохимическая классификация минеральных видов. Киев: Наукова Думка, 1966, 547с.
  164. А.Г. Минералогия. М.: Госгеолтехиздат, 1950, 790 с.
  165. И.Т., Гинзбург А. И., Куприянова И. И., Сидоренко Г. А., Геология месторождений редких элементов. Вып. 26. Редкоземельные силикаты. М.: «Недра», 1966, 221с.1. БЛАГОДАРНОСТИ
  166. Автор признательна всем за поддержку и полезные советы в процессе подготовки диссертации к защите.1. УТВЕРЖДАЮ
  167. Первый зам. генерального директора МосНПО «Радон"1. С.А. Дмитриев1999 г. 1. АКТ ВНЕДРЕНИЯ
  168. Температура процесса 1420±-20°С-
  169. Средняя массовая скорость загрузки шихты 18 кг/ч-
  170. Средняя массовая скорость выпуска расплава 17 кг/ч-
  171. Удельная производительность по продукту 154 кг/(ч-м2) —
  172. Удельные энергозатраты 6,7 кВтч/кг
  173. Потери при варке за счет улетучивания1. З-у-излучателей 1,6%а-излучателей <0,1%
  174. Расплав выливали в контейнеры объемом 10 дм³ и отжигали втеплоизолированной камере. В результате испытаний было получено 112 кгстеклокристаллического материала.
  175. В результате анализа полученного материала определены его основныехарактеристики:
  176. Коэффициент уменьшения объема РАО (зольного остатка) 3,51. Плотность 3,0 кг/дм
  177. Прочность на сжатие 650 МПа
  178. Скорость выщелачивания по методике МСС-1
  179. Цезия-137 0,42±0,05 г/(м2-сут)
  180. Стронция-90 0,03+0,01 г/(м2-сут)1. А Г*а-излучателей -10 г/(м -сут)
  181. Фазовый состав Цирконолит, голландит, цельзиан, рутил, бенитоит, лейцит, аморфная фаза
  182. На основании результатов испытаний состава стеклокристаллического материала комиссия постановляет:
  183. Принять состав, разработанный Лащеновой Т. Н., к внедрению на опытно-промышленной установке отверждения зольного остатка методом индукционной плавки в холодном тигле.
  184. Рекомендовать данный состав к использованию на аналогичных установках, предназначенных для омоноличивания зольных остатков печей сжигания и других твердых РАО на АЭС и спецкомбинатах системы «Радон».
  185. Директор ОЗПРТ, к.т.н. «Ф.А. Лифанов
  186. Главный инженер ОЗПРТ ^^^ А.П. Кобелев
  187. Зам. директора ЦРТАК, д.х.н. {^^^у^с^^СЪ. Стефановский
  188. Начальник установки цеха № 2 ОЗПРТ ^^Ш^гт^Князев1. УТВЕРЖДАЮ
  189. Первый зам. генерального директора МосНПО «Радон"1. С.А. Дмитриев1999 г. 1. АКТ ИСПЫТАНИЙ
  190. Температура процесса 1580±-30°С-
  191. Средняя массовая скорость загрузки шихты 12,5 кг/ч-
  192. Удельная производительность 20,8 кг/(ч-дм2) —
  193. Удельные энергозатраты 3,8 кВт-ч/кг Потери при варке1. Цезия 1,2%1. Стронция 0,1%
  194. Коэффициент уменьшения объема РАО 4,2
  195. Тип продукта Фазовый состав
  196. Керамика Цирконолит, голландит, перовскит, рутил1. Плотность1. Прочность на сжатие
  197. Скорость выщелачивания по МСС-1-з3,9 кг/дм 820 Мпа1. Цезия Стронция0,07 г/(м2-сут) 0,01 г/(м2-сут)
  198. Зам. директора ЦРТАК, д.х.н.
  199. Начальник установки цеха № 2 ОЗПРТ1. О.А. Князев
Заполнить форму текущей работой

Заказал и сдал!