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

Стекла и стеклокристаллические материалы на основе промышленных отходов и горных пород для фиксации отходов АЭС

Диссертация: Стекла и стеклокристаллические материалы на основе промышленных отходов и горных пород для фиксации отходов АЭС
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

В настоящее время для иммобилизации жидких и твердых РАО применяется метод остекловывания, предусматривающий высокотемпературную обработку отходов с получением стекла, обладающего высокой химической и радиационной устойчивостью и обеспечивающего надежную локализацию радионуклидов. При этом происходит значительное сокращение объема отходов (в 3−5 раз) по сравнению с методами цементирования или… Читать ещё >

Содержание

  • 1. Стекломатериалы для кондиционирования РАО (Литературный обзор)
    • 1. 1. Источники образования и состав РАО
      • 1. 1. 1. Источники образования РАО в ЯТЦ
      • 1. 1. 2. Отходы, не связанные с ЯТЦ
      • 1. 1. 3. Химический и радионуклидный состав отходов
    • 1. 2. Методы кондиционирования РАО
      • 1. 2. 1. Цементирование и битумирование
      • 1. 2. 2. Остекловывание и керамизация РАО
      • 1. 2. 3. Остекловывание НСАО
    • 1. 3. Особенности структуры стекол для иммобилизации РАО

Стекла и стеклокристаллические материалы на основе промышленных отходов и горных пород для фиксации отходов АЭС (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Актуальность темы

.

В процессе эксплуатации АЭС накоплено большое количество радиоактивных отходов низкой и средней активности. Основной технологической задачей при обращении с данными отходами является максимальное сокращение их объема и повышение уровня безопасности при их изоляции от окружающей среды, что достигается путем перевода отходов в твердые монолитные стабильные формы для окончательного захоронения или дальнейшего безопасного длительного хранения.

Для этих целей разработаны и имеют промышленное применение методы цементирования и битумирования. Однако конечные продукты, получаемые этими методами, обладают существенными недостатками, такими как сравнительно высокая скорость выщелачивания радионуклидов, низкая механическая прочность, а битумированные отходы также представляют собой пожароопасный продукт и, кроме этого, данные способы приводят к увеличению конечного объема отходов относительно начального.

В настоящее время для иммобилизации жидких и твердых РАО применяется метод остекловывания, предусматривающий высокотемпературную обработку отходов с получением стекла, обладающего высокой химической и радиационной устойчивостью и обеспечивающего надежную локализацию радионуклидов. При этом происходит значительное сокращение объема отходов (в 3−5 раз) по сравнению с методами цементирования или битумирования.

Процесс остекловывания отходов среднего уровня активности с экономической точки зрения является дорогой технологией, так как требует больших энергетических затрат и использования дорогого технического сырья. Наиболее перспективными для иммобилизации отходов среднего уровня активности являются стекломатериалы на основе дешевого и недефицитного сырья, например, горных пород, бытовых и промышленных отходов. Как правило, они содержат аморфную и кристаллические фазы, которые позволяет аккумулировать практически все элементы РАО, которые, в зависимости от своих химических свойств, распределяются между сосуществующими фазами.

Учитывая, что среди бытовых и промышленных отходов могут быть и весьма токсичные, например свинецсодержащие, при использовании таких отходов в качестве флюса при остекловывании РАО может быть двойной положительный эффект от совместной иммобилизации РАО и токсичных отходов. Кроме этого, применение промышленных отходов в качестве основного флюса приводит к снижению количества используемого природного сырья.

Цель работы.

Целью настоящей работы является разработка и изучение свойств стеклоили стеклокристаллических материалов на основе РАО АЭС, промышленных отходов и природного сырья.

Данная цель достигается решением следующих задач:

1. Разработка составов на основе жидких РАО АЭС реакторов типа ВВЭР или РБМК, промышленных отходов и природного сырья, где в качестве промышленных отходов используется бой кинескопных стекол, а природного сырья — датолитовый и эвдиалитовый концентраты, бентонит и базальт.

2. Изучение свойств стекломатериалов: структура, фазовый состав, химическая связь в стекле, химическая стойкость, технологические параметры составов.

3. Разработка составов на основе радиоактивного зольного остатка печи сжигания РАО и природных сырья (эвдиалитовый концентрат и базальт).

4. Изучение фазового состава, структуры и свойств стеклокристаллических материалов, полученных на основе зольного остатка печи сжигания РАО.

Научная новизна.

1. Определены области стеклообразования в системах на основе жидких РАО АЭС с использованием боя кинескопного стекла и природных добавок.

2. Изучена зависимость химической стойкости стекол от содержания в них окислов РАО с помощью РЖ-спектроскопии и показано, что увеличение скорости выщелачивания натрия и радионуклидов из стекол связано с деструкцией структурной сетки стекла.

3. Изучена структура свинцовосиликатных стекол при эквимолярном замещении № 20 на Сэ20 или БЮ и показано, что такое замещение сопровождается образованием микрообластей различного состава с в т. ч. предликвационно-го типа.

4. Изучено влияние оксидов РАО (Сз20, БгО) на формирование радиационных парамагнитных центров (РПЦ) в Ыа-РЬ-силикатных стеклах, облученных до дозы 100 кГр и установлено образование только центров дырочной и электронной природы, не связанных с разрывами структурной сетки стекла под действием гамма-облучения.

5. Изучен фазовый состав стеклокристаллических материалов, содержащих жидкие РАО АЭС реактора типа ВВЭР и базальта и установлено формирование фаз авгита, плагиоклазов, геленита и шпинелей, которые являются потенциальными матрицами для радионуклидов продуктов деления и коррозии.

6. Изучен фазовый состав стеклокристаллических материалов, содержащих реальный зольный остаток, эвдиалитовый концентрат и базальт. Установлено образование фаз типа плагиоклазов, геленита, силикофосфатов способных аккумулировать радионуклиды РАО.

Практическая ценность работы.

1. Разработаны составы стекол с высокой химической устойчивостью для иммобилизации РАО АЭС на основе боя кинескопного стекла в качестве основного флюса и эвдиалита, датолита и бентонита в качестве дополнительных стеклообразующих компонентов.

2. Разработаны стеклокристаллические материалы с использованием природного сырья, пригодные для иммобилизации радиоактивных зольных остатков установок сжигания РАО.

3. Продемонстрирована возможность получения стекол из РАО АЭС реактора типа ВВЭР и боя кинескопного стекла методом индукционного плавления в холодном тигле (ИПХТ).

4. Изучено выщелачивание радионуклидов из стеклои стеклокристаллических материалов, полученных на основе твердых и жидких РАО, и продемонстрированы экологические преимущества этих матриц.

Работа выполнялась в соответствии с Координационным Планом НИР МосНПО «Радон» на 1996;2000 и 2001;2005 гг и в рамках Проекта МНТЦ № 1131.

Основные результаты работы отражены в отчетах ГУП МосНПО «Радон» по темам 06−011 и 02−235 Координационного плана НИР МосНПО «Радон» за 1991;1995, 1996;2000 и 2001;2005 гг., утвержденных Департаментом инженерного обеспечения и Управлением коммунального хозяйства и благоустройства Правительства Москвы, и отчетах по Проекту МНТЦ № 1131 1999;2000 гг.

Положения, выносимые на защиту:

1. Особенности структуры натриево-свинцово-силикатных стекол, содержащих оксиды продуктов деления — цезия и стронция — ИК и ЭПР спектроскопические характеристики.

2. Составы, структура и свойства стекол, полученных на основе РАО АЭС, боя кинескопных стекол и природных добавок.

3. Фазовый состав, структура и свойства стеклокристаллических материалов на основе радиоактивных зольных остатков и природных добавок.

Апробация работы.

Основные материалы диссертации доложены на Международных конференциях по сжиганию и технологиям термической переработки радиоактивных отходов (Солт-Лэйк-Сити, 1998 и Филадельфия, 2001), Осеннем 1999 г. Симпозиуме Общества материаловедения «Scientific Basis for Nuclear Waste Manage6 ment — XXIII» (Бостон, США, 1999), Международном симпозиуме «Waste Management '01 (Тусон, США, 2000), Первой Всероссийской молодежной научной конференции по фундаментальным проблемам радиохимии и ядерной энергетики (Нижний Новгород, 2001), XIV Российском совещании по экспериментальной минералогии (Черноголовка, 2001), 1 Всероссийской конференции «Прикладные аспекты химии высоких энергий» (Москва, 2001).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 13 работ, в т. ч. 9 статей в научных журналах, сборниках и трудах международных конференций и симпозиумов и 4 тезисов докладов в трудах международных и Всероссийских конференций.

Структура и объем диссертации

Диссертация изложена на 152 стр. текста, включает 41 табл. и 29 рис. Диссертация состоит из введения, пяти глав, выводов, списка литературы из 159 наименований и 4 стр. приложения.

ВЫВОДЫ.

1. Разработаны составы стекол на основе жидких радиоактивных отходов АЭС, содержащие до 30 мас.% оксидов РАО при использовании в качестве флюса промышленных отходов (боя кинескопного стекла) в количестве 60−90 мас.% и природных добавок (эвдиалитовый, датолитовый концентраты, бентонит и базальт) в количестве 5−15 мас.%.

2. Скорости выщелачивания ионов натрия из стекол составляют — 10°-10″ 6 г/см2-сут., радионуклидов цезия — 10″ 6—10−7 г/см2-сут., доля выщелоченной активности — 0,02−0,04%, что соответствует лучшим боросиликатным стеклам, предложенным для иммобилизации РАО.

3. Методом ИК-спектроскопии показано, что увеличение скорости выщелачивания компонентов с увеличением концентрации оксидов РАО в стекле обусловлено деструкцией кремнекислородной сетки стекла под действием ионов-модификаторов (№+, К+), которая проявляется в в ИК спектрах виде появления полос поглощения, обусловленных колебаниями связей и в ЭПР спектрах у-облученных стекол в виде радиационных центров в кремнекисло-родных тетраэдрах с немостиковыми ионами кислорода.

4. Показана возможность получения стекол на основе солей РАО и кинескопного стекла (содержание солей в шихте до 30 мае. %) при температуре 1200 °C методом индукционного плавления (ИПХТ), при этом жидкие РАО желательно подавать в полностью или частично кальцинированном виде.

5. Установлено, что при остекловывании солей ЖРО АЭС с реакторов типа РБМК на поверхности стекла образуется легкорастворимый щелок, присутствие которого не обеспечивает надежной фиксации радионуклидов в стеклах, и может привести к их выносу в окружающую среду при попадании воды в хранилище в случае нарушения его герметичности.

6. Синтезированы стеклокристаллические материалы на основе твердых РАО (зольного остатка печи сжигания) и эвдиалитового концентрата или базальта при температуре 1300 — 1400 °C с высокой химической устойчивостью.

7. При медленном охлаждении или отжиге расплавов в системе эвдиалитовый концентрат — зольный остаток, образуются стеклокристаллические материалы, содержащие фазы нагелыимидтита, нефелина и акерманита, могущие служить матричными фазами для радионуклидов, в т. ч. а-излучателей, присутствующих в зольном остатке.

8.

Введение

изОв в расплав эвдиалитового концентрата приводит к локализации урана в кубическом твердом растворе (Ъх, У)02.

9. Установлено, что при синтезе материалов, содержащих базальт и окислы 30, образуются силикофосфаты, способные инкорпорировать актиноиды и ра.

90 о дионуклиды редкоземельных элементов, а также ьг, и алюмосиликаты, являющиеся матрицами для радионуклидов щелочных металлов и элементов группы железа (коррозионных продуктов).

10.Скорость выщелачивания радионуклидов, измеренная по методике МАГАТЭ, из стеклокристаллических материалов, полученных на основе оксидов зольного остатка и эвдиалитового концентрата или базальта составляет 10″ 6.

7 2.

10″ г/смсут.

5.4.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

К ГЛАВЕ 5.

Показана возможность остекловывания зольного остатка печей сжигания типичных для Российских АЭС на примере зольного остатка установки сжигания камерного типа МосНПО «Радон» с эвдиалитовым концентратом или базальтом. Температура синтеза материалов находится в пределах 1300- 1400 °C.

При сплавлении зольного остатка с эвдиалитовым концентратом и последующем медленном охлаждении образцов образуются стеклокристаллические материалы, содержащие нагелыпмидтит, нефелин и акерманит, которые могут служить матричными фазами для радионуклидов, присутствующих в зольном остатке. Требуемое содержание 030 в материалах — 70−90 мас.%.

Введение

ИзОв в расплав эвдиалитового концентрата приводит к локализации урана в кубическом твердом растворе (2г, и)02.

При синтезе материалов, содержащих базальт, образуются силикофасфа-ты способные инкорпорировать актиниды и радионуклиды редкоземельных элементов, а также 908 г, а алюмосиликаты — радионуклиды щелочных металлов и элементов группы железа (коррозионные продукты).

Результаты изучения химической устойчивости полученных материалов, показывают возможность использования данного природного сырья для перевода твердых горючих радиоактивных отходов в монолитную стабильную форму, пригодную для долговременного хранения.

Для переработки зольного остатка установок сжигания горючих РАО АЭС могут быть адаптированы разрабатываемые и испытываемые в настоящее время установки остекловывания зольного остатка печи сжигания камерного типа ГУП МосНПО «Радон».

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 Л. М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М.: Энергоатомиздат, 1983. 128 с.
  3. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС / В. И. Землянухин, Е. И. Ильенко, А. Н. Кондратьев и др. // М.: Энергоатомиздат, 1983. 232 с.
  4. А.С., Куличенко В. В., Жихарев М. И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985. 183 с.
  5. Г. Б., Смирнов Ю. В., Соколова И. Д. Обработка и удаление радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности зарубежных стран. М.: ЦНИИАтоминформ, 1990. 578 с.
  6. С.А., Стефановский C.B. Обращение с радиоактивными отходами. М.: Изд. Центр РХТУ им. Д. И. Менделеева, 2000. 125 с.
  7. Химическая технология стекла и ситаллов. Под ред. Н. М. Павлушкина. М.: Стройиздат, 1983. 432 с.
  8. 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.
  9. Watson L.C., Aikin А.М., Bancroft A.R. The Permanent Disposai of Highly Radioactive Wastes by Incorporation into Glass // Disposai of Radioactive Wastes. Proc. Conf. Monaco, 16−21 Nov. 1959. Vienna: IAEA, 1960. V.l. P. 375−390.
  10. 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.
  11. 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.
  12. Свойства фосфатных и силикатных стекол для отверждения радиоактивных отходов / Н. Е. Брежнева, С. Г. Озиранер, A.A. Минаев, Д. Г. Кузнецов // Management of Radioactive Wastes from the Nuclear Fuel Cycle. Vienna: IAEA, 1976. V.2. P. 85−94.
  13. Development and Radiation Stability of Glasses for Highly Radioactive Wastes / A.R. Hall, J.T. Dalton, B. Hudson, J.A.C. Marples // Ibid. V.l. P. 3−15.
  14. Hench L.L., Clark D.E., Campbell J. High level Waste Immobilization Forms // Nucl. Chem. Waste Manag. 1984. V.5. P. 149−173.
  15. 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.
  16. ГОСТ-29 114−91 (see also ISO 6961−82, Vienna: IAEA, 1984).
  17. Standard Test Method for Determining Chemical Durability of Nuclear Waste Glasses: The Product Consistency Test (PCT). ASTM Standard C1285−94. Philadelphia: ASTM, 1994.
  18. Nuclear Waste Materials Handbook (Test Methods). DOE Technical Information Center. Washington, DC. Report DOE/TIC-11 400, 1981.
  19. 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.
  20. 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.
  21. SYNROC / A.E. Ringwood S.E., Kesson, K.D. Reeve, D.M. Levins, E.J. Ramm // Radioactive Waste Forms for the Future. Eds W. Lutze and R.C. Ewing. Amsterdam: Elsevier Science Publishers B.V., 1988. P. 233−334.
  22. Sales B.C., Boatner L.A. Lead-Iron Phosphate Glass // Ibid. P. 193−231.
  23. 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.
  24. 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.
  25. Фосфатные стекла с радиоактивными отходами / Под. ред. А. А. Вашмана и А. С. Полякова. М.: ЦНИИатоминформ, 1997. 172 с,
  26. The Interaction of Na-Al-P-Glass (Cs, Sr-Bearing) with Water at Elevated Temperatures (70−250 °C) / A.P. Mukhamet-Galeyev, L.O. Magazina, K.A. Levin, et. al. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1995. V. 353. P. 79−86.
  27. 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.
  28. High Level Liquid Waste Solidification and Waste Glass Canister Handling at the Institut fur Nucleare Entsorgungstechnik // W. Grunewald, H. Koschorke, S. Weissenburger, H. Zeh // Radioactive Waste Management. Vienna: IAEA, 1984. V.2. P. 367−382.
  29. Остекловывание сульфат- и хлоридсодержащих радиоактивных отходов в электропечи / И. А. Соболев, Ф. А. Лифанов, С. В. Стефановский и др. // Стекло и керам. 1990, № 7. С. 5−6.
  30. Peeler D.K. Glass Formulation Activities for Pu Disposition // US-Russian Workshop on Ceramics and Glass Formulation and Characterization, May 18−26, 1997. Livermore, CA. Report UCRL-MI-126 888.
  31. В.В., Матюнин Ю. И., Крылова Н. В. Поведение альфа-радионуклидов при отверждении высокоактивных отходов // Атомная энергия. 1991. Т. 70, № 4. С. 239−243.
  32. 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.
  33. Включение зольных остатков от сжигания радиоактивных отходов в керамические матрицы на основе глин / А. С. Вишневский, А. А. Данилов JI.H., Кожемяко и др.//Радиохимия. 1988. Т. ЗО, N 6. С. 811−816.
  34. Uniaxial Hot-pressing Bellows Containers / A.E. Ringwood, A. Major, E.J. Ramm, J. Padgett //Nucl. & Chem. Waste Manag. 1983. V.4. P. 135−140.
  35. McCarthy G.J. High Level Waste Ceramics, Materials Consideration, Process Simulation and Product Characterization //Nucl. Technol. 1979. V.32. P.92−97.
  36. Campbell J.H., Rozsa R.B., Hoenig C.L. Immobilization of High Level Defence Wastes in SYNROC-D: Recent Research and Development Results on Process Scale-Up // Treatment and Handling of Radioactive Wastes, 1983. P. 318−324.
  37. Sintered (Sr, U)-Containing Zirconolite Ceramics Study / S.V. Stefanovsky, S.V. Ioudintsev, A.V. Ochkin, et. al. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1998. V.506. P. 261−268.
  38. Ringwood A.E. Safe Disposal of High level Nuclear Reactor Wastes: A New Strategy. Canberra: ANU Press, 1978. 64 p.
  39. 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. Kemforschungsanlage Julich. V.2. 1981. P. 713−731.
  40. Обращение с жидкими радиоактивными отходами в рамках концепции замкнутого ядерного топливного цикла / В. И. Власов, О. Л. Кедровский, А. С. Никифоров и др. // Back End of the Nuclear Fuel Cycle. Strategies and Options. Vienna: IAEA, 1987. P. 109−117.
  41. И.А., Стефановский С. В., Лифанов Ф. А. Синтез керамики типа SYNROC из расплава // Радиохимия. 1993, № 3. С. 98−105.
  42. Искусственные плавленые материалы на основе цирконолита для иммобилизации радиоактивных отходов / С. В. Стефановский, Б. С. Никонов, Б. И. Омельяненко и др. // Физ. и Хим. Обраб. Матер. 1997, № 6. С. 111−117.
  43. Плавленая керамика типа Synroc-C, содержащая имитированные высокоактивные отходы / О. А. Князев, С. В. Стефановский, Б. С. Никонов и др. // Физ. и Хим. Обраб. Матер. 1998, № 1. С. 94−100.
  44. Синтез и исследование плавленых минералоподобных форм радиоактивных отходов / И. А. Соболев, С. В. Стефановский, Ф. А. Лифанов и др. // Физ. и хим. обраб. матер. 1994, № 4−5. С. 150−160.
  45. The Cold Crucible Melting of Synroc / S.V. Stefanovsky, O.A. Knyazev, D.B. Lopukh, S.V. Ioudintsev // IT3 International Conference on Incineration and Thermal Treatment Technologies. Salt lake City. 1998. P.
  46. Phase Equilibria and Elements Partitioning in Zirconolite-Rich Region of Ca-Zr-Ti-Al-Gd-Si-0 System / O.A. Knyazev, S.V. Stefanovsky, S.V. Ioudintsev, et. al. //Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1997. V.465. P. 401−408.
  47. Nd-Doped Zirconolite Ceramic and Glass Ceramic Synthesized by Melting and Controlled Cooling / T. Advocat, C. Fillet, J. Marillet, et. al. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1998. V.506. P. 55−62.
  48. 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.
  49. Studies on the Fixation of Fission Products in Ceramic Materials / K. De, B. Luckscheiter, W. Lutze et. al. // Trans. Amer. Nucl. Soc. 1975. V.20. P. 666−669.
  50. 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.
  51. Jostsons A., Vance E.R., Hutchings R. Hanford HLW Immobilization in Synroc // Waste Management '96. Proceedings. 1996. CD Rom. Rep. 40−6.
  52. Synroc and Synroc-Glass Composite Waste Forms for Hanford HLW Immobilization / E.R. Vance, M.L. Carter, R.A. Day, et. al. // SPECTRUM'96. Int. Conf. Proceedings. Amer. Nucl. Soc. 1996. P. 2027−2031.
  53. A Melting Route to Synroc for Hanford HLW Immobilization / E.R. Vance, R.A. Day, M.L. Carter, A. Jostsons // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1996. V.412. P. 289 296.
  54. Immobilization of HLW Fractions from Hanford in Synroc / A. Jostsons E.R., Vance, K.P. Hart, et. al. // Waste Management '97. Proceedings. 1997. CD Rom. Rep. 36−07.
  55. Synroc Derivatives for the Hanford Waste Remediation Task / E.R. Vance, K.P. Hart, R.A. Day, et. al. //Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1997. V.465. P. 341−348.
  56. Further Studies of Synroc Immobilisation of HLW Sludges and Tc for Hanford Tank Waste Remediation / E.R. Vance, K.P. Hart, M.L. Carter, et. al. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1998. V.506. P. 289−293.
  57. 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.
  58. T.V., Krylova N.V., Shestoperov I.N. / Synthetic Mineral-Like Matrices for HLLW Solidification: Preparation by Induction Melter with a Cold crucible (CCIM) // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1997. V.465. P. 425−432.
  59. Matyunin Yu.I., Alexeev O.A., Ananina T.N. Immobilization of Plutonium Dioxide into Borobasalt, Pyroxene and Andradite Compositions // GLOBAL '2001. Proc. Int. Conf. September 9−13, 2001. Paris, France. 2001. CD-ROM.
  60. Vitrification of High-Level Radioactive Waste by Sintering Under Pressure / W. Lutze, W. Gong, A. Abdelouas, et. al. //Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1998. V. 506. P. 223−230.
  61. Desvaux J.-L. French Industrial Experience in HLW Vitrification // ICEM '97. Int. Conf. Proceedings. Singapore. ASME. 1997. P. 813−814.
  62. К вопросу о летучести радионуклидов при высокотемпературной переработке радиоактивных отходов / Ф. А. Лифанов, C.B. Стефановский, А.П. Ко-белев, И. А. Двинденко // Плазменные процессы и аппараты. Минск: ИТМО АН БССР, 1984. С. 112−117.
  63. Улетучивание компонентов при электроварке стекла / И. А. Соболев, Ф. А. Лифанов, C.B. Стефановский и др. // Стекло и керамика. 1987, № 2. С. 14−15.
  64. Снижение улетучивания компонентов при электроварке боросиликатного стекла / И. А. Соболев, Ф. А. Лифанов, C.B. Стефановский и др. // Стекло и керамика. 1987, № 4. С. 9−10.
  65. Переработка радиоактивных отходов АЭС на пилотной установке с электрической ванной печью / И. А. Соболев, Ф. А. Лифанов, C.B.Стефановский и др. // Атомная энергия. 1990. Т.69, № 5. С.233−236.
  66. Интенсификация процесса остекловывания радиоактивных отходов в электрических печах непрерывного действия / Ф. А. Лифанов, C.B. Стефанов-ский, В. Н. Захаренко, А. П. Кобелев // Атомная энергия. 1990. Т.69, № 5. С. 300−303.
  67. Vitrification of Intermediate Level Liquid Radioactive Waste / F.A. Lifanov, A.P. Kobelev, et. al. // Proceedings of the 1993 Interntional Conference on Nuclear Waste Management and Environmental Remediation. Prague. 1993. V. 3. P.241−246.
  68. Я., Ралкова Я. Отверждение радиоактивных отходов путем вплавле-ния в базальт // Атомная энергия. 1966. — Т. 21, — № 4. — С. 285 — 289.
  69. Glass Forms for Alpha Waste Management / M.J. Kupfer, W.W. Schulz, C.W.
  70. Hobbick, J.E. Mendel // AIChE Symp. Ser. 1976. V.72, N154. P. 90−97.
  71. Lebeau M.-J., Girod M. Incorporation of Simulated Nuclear Ashes in Basalt: An Experimental Investigation // Am. Ceram. Soc. Bull. 1987. V.66, N11. P. 16 401 646.
  72. Development of a New Solidification Method for Wastes Contaminated by Plutonium Oxides / F. Komatsu, Y. Sawada, K. Ohtsuka, J. Ohuchi // Management of Alpha-Contaminated Wastes. Vienna: IAEA, 1981. P. 325−337.
  73. 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.
  74. Feng X. Development of Vitreous Ceramic as Final Waste Forms // Emerging Technologies in Hazardous Waste Management VI. Proc. Int. Conf. Amer. Nucl. Soc. 1994.
  75. 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.
  76. An Evaluation of Glass-Crystal Composites for the Disposal of Nuclear and Hazardous Waste Materials / D.J. Wronkiewicz, T. DiSanto, S.F. Wolf, et. al. // Waste Management '97. Proceedings. 1997. CD Rom. Rep. 11−6.
  77. 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.
  78. Свойства плавленого шлака при термической переработке радиоактивных отходов на базе шахтной печи / С. А. Дмитриев, С. В. Стефановский, Ф. А. Лифанов, И. А. Князев // Физ. и Хим. Обраб. Матер. 1992, № 1. С. 68−70.
  79. Ziegler D.L., Johnson A.J., Ledford J.A. Waste Immobilization Process Development at Rocky Flats Plant // Management of Alpha-Contaminated Wastes. Vienna: IAEA, 1981. P. 369−378.
  80. Buelt J.L., Ooma K.H. Incineration/Vitrification of Simulated Low-Level Institutional Wastes in a Joule-Heated Glass Melter // Nucl. Chem. Waste Manag. 1981. V.2. P. 175−182.
  81. Nomura I., Nagaya K., Hashimoto Y. Vitrification of Low- and Medium-Level Nuclear Waste // Trans. Amer. Nucl. Soc. 1985. V.49. P. 74.
  82. Immobilization of the Radionuclides from Spent Ion-Exchange Resins Using Vitrification / N. Hutson, C.L. Crawford, D.O. Russo, M.E. Sterba // WM '02. Proc. Int. Symp. February 24−28, 2002. Tucson. CD-ROM.
  83. Pilot-Scale Tests to Vitrify Korean Low-Level Wastes / K. Choi, C.-W. Kim, J. Kil Park, et. al. // Ibid.
  84. A. c. 1 387 729 (СССР), МКИ G 21 F 9/28. Способ переработки радиоактивной золы / Ф. А. Лифанов, С. В. Стефановский, С. А. Дмитриев // 1986.
  85. А. с. 1 389 566 (СССР), МКИ G 21 F 9/28. Способ переработки радиоактивной золы / Ф. А. Лифанов, С. В. Стефановский, В. А. Соловьев // 1986.
  86. С.В., Лифанов Ф. А. Синтез, структура и свойства боросили-катных стекол и стеклокристаллических материалов на основе золы органических отходов // Изв. АН СССР. Неорг. матер. 1989. Т. 25, № 3. С. 502−506.
  87. Ф.А., Стефановский С. В., Соболев И. А. Фиксация в стекло радиактивной золы // XV Int. Congr. On Glass. L.: 1989. V. 3b. P. 202−205.
  88. Ф.А., Стефановский С. В. Силикатные стекла и стеклокерамика для иммобилизации радиоактивной золы с установки сжигания органических отходов// Радиохимия. 1990. Т. 32, № 3. С. 166−171.
  89. Иммобилизация радиоактивной золы в стекле / Ф. А. Лифанов, С. В. Стефановский, О. Н. Цвешко, Т. Н. Лащенова. // Физ. хим. стекла. 1991. Т. 17, № 5. С. 810−815.
  90. Использование местного суглинка при остекловывании радиоактивных отходов / Ф. А. Лифанов, С. В. Стефановский, Т. Н. Лащенова, А. П. Кобелев. // Стекло и керамика. 1991, № 11. С. 23−25.
  91. Stefsnovsky S., Lifanov F., Ivanov I. Glass Forms For Incinerator Ash Immobilization // XVI Int. Congr. On Glass. Madrid: 1992. V.3. P. 202−205.
  92. Lashtchenova T.N., Stefanovsky S.V. Immobilization of Incinerator Ash in Synroc-Glass Material // IT3 Int. Conf. On Incineration and Thermal Treatment Technologies. Salt Lake City, 1998. Proceedings. P. 603−607.
  93. Свойства плавленого шлака при термической переработке радиоактивных отходов на базе шахтной печи / С. А. Дмитриев, С. В. Стефановский, Ф. А. Лифанов, И. А. Князев // Физ. и Хим. Обраб. Матер. 1992, № 1. С. 68−70.
  94. Characterization of Slag Product from Plasma Furnace for Unsorted Solid Radioactive Waste Treatment / S.A. Dmitriyev, S.V. Stefanovsky, I.A. Knyazev, F.A. Lifanov // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1995. V. 353. P. 1323−1332.
  95. Плазмохимическая переработка твердых радиоактивных отходов / С. А. Дмитриев, C.B. Стефановский, И. А. Князев, Ф. А. Лифанов // Физ. и хим. обраб. матер. 1993, № 4. С. 65−73.
  96. A Warm Heart in A Cold Body Melter Technology for Tomorrow / A. Jouan, R. Boen, S. Merlin, P. Roux // SPECTRUM '96. Proceedings. Amer. Nucl. Soc. 1996. P. 2058−2062.
  97. Horie M., Tanaka T., Ikenaga Y. High Volume Reduction and Group Partition of Simulated FILLW by Super High Temperature Method Using an Induction Cold Crucible // Waste Management '97. Proceedings. 1997. CD Rom. Rep. 355.
  98. Komatsu F., Takusagava A., Masaki T. Microwave Solidification Treatment of Incinerated Ash Contaminated by Radioactive Materials // KOBE STEEL Eng. Rep. 1983. 7.33, N1. P.1−5.
  99. Haun R.E., Shuey M.W., Eschenbach R.C. Update on Plasma Arc Centrifugal Treatment//AIChE 1996 Annual Meeting. Chicago. 1996. Rep. CP96−10.
  100. Wittle J.K., Hamilton R.A., Wilver P.J. The Potential for Use of DC Graphite Melter Technology in Decommissioning, Decontamination, and Reutilization //
  101. ANS Topical Meeting on Decommissioning, Decontamination, and Reutiliza-tion. Knoxville. 1997.
  102. Микроструктура и химическая устойчивость стекол, содержащих радиоактивные отходы среднего уровня активности / С. В. Стефановский, И. А. Соболев, Ф. А. Лифанов, С. А. Дмитриев // Радиохимия. 1988. Т. ЗО, № 6. С. 820−824.
  103. С.В., Лифанов Ф. А. Фазовое разделение при фиксации сульфатсодержащих радиоактивных отходов в стекло Ca0-B203-Si02 / Радиохимия. 1988. Т. ЗО, № 6. С. 825−829.
  104. С.В. Стеклообразование и структура стекол системы Na20-B2O3-SIO2-P2O5 / Физика и химия стекла. 1988. Т. 14, № 6. С.889−892.
  105. С.В. Влияние оксида серы (VI) на ликвацию в натрий-боросиликатных стеклах // Стекло и керамика. 1989, № 3. С.10−11.
  106. С.В. Структура и некоторые свойства стекол для иммобилизации радиоактивных отходов среднего уровня активности // Физика и химия стекла. 1990. Т. 16, № 5. С. 818−827.
  107. С.В., Иванов И. А., Гулин А. Н. Особенности структуры бо-росиликатных стекол на основе датолита для иммобилизации радиоактивных отходов по данным ИК спектроскопии // Журнал прикладной спектроскопии. 1991. Т.54, № 4. С.648−651.
  108. С.В., Иванов И. А., Гулин А. Н. ИК и ЭПР спектры алюмо-боросиликатных и алюмофосфатных стекол, имитирующих отвержденные радиоактивные отходы // Физика и химия стекла. 1991. Т. 17, № 1. С. 120−125.
  109. Включение натрий-содержащих радиоактивных отходов в стекло на основе суглинка / С. В. Стефановский, И. А. Иванов, А. Н. Гулин, Ф. А. Лифанов //Радиохимия. 1993, № 3. С. 106−113.
  110. И.А., Гулин А. Н., Стефановский С. В. Диффузия катионов натрия и водоустойчивость стекол для иммобилизации среднеактивных отходов // Радиохимия. 1991. Т. ЗЗ, № 6. С. 415−421.
  111. Диффузия радионуклидов в стеклах, имитирующих остеклованные радиоактивные отходы / И. А. Иванов, В. М. Седов, А. Н. Гулин и др. //Физика и химия стекла. 1991. Т. 17, № 2. С. 351−354.
  112. Radiation Effects in Glasses Used for Immobilization of High-Level Waste and Plutonium Disposition / W.J. Weber, R.C. Ewing, C.A. Angell, et. al. // J. Mat. Res. 1997. V.12,N8. P. 1946−1975.
  113. C.B., Александров А. И., Пикаев A.K. Исследование структуры стекол системы Na20-P205-S03 методом ЭПР радиационно-индуцированных парамагнитных центров // Физика и химия стекла. 1990, Т. 16, № 1. С. 48−52.
  114. С.В., Александров А. И. ЭПР и ИК спектроскопическое исследование сульфатно-фосфатных стекол, содержащих натрий и свинец // Физика и химия стекла. 1990. Т. 16, № 1. С. 53−61.
  115. С.В. Иммобилизация сульфатсодержащих радиоактивных отходов в стекле // Физ. хим. обраб. матер. 1993, № 2. С. 63−77.
  116. С.В., Минаев А. А., Лифанов Ф. А. Свинцово-силикатные стекла с сульфатом натрия //Стекло и керамика. 1989. № 4. С. 10−12.
  117. С.В., Лифанов Ф. А. Стекла для. иммобилизации сульфатсодержащих радиоактивных отходов // Радиохимия. 1989. Т.31. № 6. С.129−134.
  118. С.В., Минаев А. А., Лифанов Ф. А. Свинецсодержашие стекла для фиксации радиоактивных отходов //Радиохимия. 1990. Т. 32, № 3. С. 162−166.
  119. Vitrification of Lead-Rich Solid Industrial Wastes / G. Kaimakamis, P. Ka-vouras, Th. Ioannidis, et. al. // Proceedings of the First Balkan Conference on Glass Science & Technology, Volos, Greece, 9−10 October, 2000. P. 455−460.
  120. Leaching Tests for Stabilized Products Obtained by Vitrification of Lead-Loaded Solid Toxic Industrial Wastes / T.A. Ioannidis, A.I. Zouboulis, C.P. Had-jiantoniou et al. // Ibid. P. 497−503.
  121. Высокотемпературная иммобилизация некоторых типов вредных промышленных отходов / И. А. Соболев, Г. В. Макарченко, С. В. Стефановский, Ф. А. Лифанов // Стекло и керамика. 1991, № 3. С. 8−11.
  122. Vitrification of Intermediate, Low-Level Radioactive and Toxic Wastes with a Cold Crucible / S.A. Dmitriev, F.A. Lifanov, S.V. Strfanovsky, et. al. // Waste Management '96. Proceedings. Tucson, AZ. 1996. Rep. 27−3. CD Rom.
  123. Планетарная мельница-активатор. Техническая характеристика АГО-2У. Л.: ЛПО «Тип. Им. Ив. Федорова». 1990.
  124. Д.Д., Шеляков О. П. Интенсификация технологических процессов в аппаратах с вихревым слоем. Киев, Техника, 1976. 250 с.
  125. К. Инфракрасные спектры неорганических и координационных соединений. Пер. с англ. М.: Мир, 1966. 411 с.
  126. Wong J., Angeli C.J. Glass Science by Spectroscopy. N.-Y.: Marcel Dekker, 1976.
  127. Friebele E.J. The PbJ+ Centre in Irradiated Lead Silicate Glass // XI Intern. Congr. On Glass. Prague, 1977. Sec. A8. V.3. P. 87−95.
  128. Закономерные изменения спектральных характеристик ионов в Si/2 электронном состоянии в щелочно-силикатных и натрий-боросиликатных стеклах / А. И. Александров, А. И. Прокофьев, Н. Н. Бубнов и др. // ДАН СССР. 1987. Т.292, № 6. С. 1414−1418.
  129. EPR Spectra of Pb3+ and Ag° in Glass / H. Hosono, J. Nishii, H. Kawazoe, T. Kanazawa// J. Phys. Chem. 1980. V.84,N 10. P. 2316−2319.
  130. С.В., Александров А. И. Стеклообразование и структура стекол в системе Na20-Pb0-Si02-S03 // Журн. Прикл. Спектр. 1989. Т. 51, № 2. С. 267−272.
  131. С.В., Александров А. И. ЭПР и ИК спектроскопическое исследование сульфатнофосфатных стекол, содержащих натрий и свинец // Физ. и хим. стекла. 1990. Т. 16, № 1. С. 53−61.
  132. С.В., Александров А. И. Исследование структуры стекол системы метафосфат натрия метаборат свинца — сульфат натрия методами ИК и ЭПР спектроскопии // Журн. Прикл. Спектр. 1990. Т.53, № 1. С. 121 126.
  133. Л.Д. Применение электронного парамагнитного резонанса ионов первого переходного ряда для исследования структурных и электрических свойств оксидных стекол // Физ. Хим. Стекла. 1976. Т.2, № 1. С.4−12.
  134. С.В., Александров А. И. Спектры ЭПР сульфатсодержащих свинцовоборатных стекол // Физ. и хим. стекла. 1990. Т.16, № 2. С. 308−310.
  135. Н.М., Сентюрин Г. Г., Ходаковская Р. Я. Практикум по технологии стекла и ситаллов. М.: Стройиздат, 1970. 512 с.
  136. Минералы. Справочник. Т. З. Вып.2. М.: Наука, 1981. С. 227−240.
  137. О.Н., Лебедев В. В. Обработка результатов наблюдений. М.: Наука, 1970.
  138. Инфракрасные спектры щелочных силикатов. Л.: Химия, 1970, 350 с.
  139. С.В. ЭПР и ИК спектроскопическое исследование структуры боросиликатных стекол для иммобилизации радиоактивных отходов // Радиохимия. 1992. — № 3. — С. 214 — 222.145
  140. Ф.А. Высокотемпературное кондиционирование радиоактивных отходов низкого и среднего уровней активности. Дисс. докт. техн. наук. М.: МосНПО «Радон». 2000. 48 с.
  141. Asano M., Kou Т., Mizutani Y. Vaporization of Alkali Borosilicate Glasses // J. Non-Cryst. Solids. 1989. V. 112. P. 381−384.
  142. Свойства неорганических веществ. Справочник / Под. ред. Рабиновича В. А. Л.: Химия, 1983. 369 с.
  143. Улетучивание радионуклидов при плазмохимической переработке радиоактивных отходов / Дмитриев С. А., Князев И. А., Стефановский С. В., Лифанов Ф. А. // Физ. Хим. Обраб. Матер. 1993, № 4. С. 74−82.
  144. С.В., Князев И. А., Дмитриев С. А. Об улетучивании микрокомпонентов из негомогенных расплавов // Расплавы. 1991, № 6. С. 56−61.
  145. С.А. Плазмохимическая переработка радиоактивных отходов. Дисс.докт. техн. наук. СПб: СПбГТИ, 1995. 40 с.
Заполнить форму текущей работой

Заказал и сдал!