Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Получение химически устойчивых матриц для иммобилизации актиноидной фракции ВАО

Диссертация: Получение химически устойчивых матриц для иммобилизации актиноидной фракции ВАО
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Изучена устойчивость алюминатных и ферритных матриц к выщелачиванию. Показано, что перовскитовая керамика на основе оксидов РЗЭ (La), Al, Fe и Сг обладает высокой химической устойчивостью и по этому критерию может быть использована для иммобилизации актиноидной фракции ВАО. Установлено, что скорость выщелачивания плутония в среднем на порядок превышает скорость выщелачивания америция из матрицы… Читать ещё >

Получение химически устойчивых матриц для иммобилизации актиноидной фракции ВАО (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • ГЛАВА 1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР
    • 1. 1. Обращение с ВАО
    • 1. 2. Свойства матричных материалов и требования, предъявляемые к ним
      • 1. 2. 1. Химическая устойчивость
      • 1. 2. 2. Радиационная устойчивость
      • 1. 2. 3. Требования к матричным материалам
    • 1. 3. Матричные материалы
      • 1. 3. 1. Цементы
      • 1. 3. 2. Стекло
      • 1. 3. 3. Мультифазная керамика
      • 1. 3. 4. Монофазная керамика
      • 1. 3. 5. Композиционные материалы
    • 1. 4. Методы синтеза матриц
    • 1. 5. Выбор матричного материала

Актуальность темы

.

Одним из долгосрочных и опасных последствий ядерных программ является накопление все возрастающих объемов радиоактивных отходов (РАО) [1, 2]. Наибольшую опасность представляют жидкие высокоактивные отходы (ВАО), образующиеся при радиохимической переработке облучённого ядерного топлива (ОЯТ).

Хранение ВАО в жидком виде дорого и небезопасно. Вследствие значительного тепловыделения растворы ВАО необходимо охлаждать во избежание испарения воды и выпадения осадков. В 1957 г. образование нитратных осадков при отсутствии охлаждения привело к взрыву емкости с ВАО на ПО «Маяк» и радиоактивному загрязнению значительной территории [3−6]. Другой проблемой при хранении жидких ВАО является коррозия металлических емкостей. Связанная с ней необходимость периодического их опорожнения и ремонта приводит к облучению обслуживающего персонала.

Согласно нормативам МАГАТЭ жидкие ВАО подлежат отверждению [7]. Основной целью является максимальное уменьшение их объема и кондиционирование, т. е. перевод в химическии радиационно-устойчивую форму, сохраняющую свою стабильность на протяжении всего времени хранения.

В настоящее время реализованы два технологических процесса по иммобилизации ВАО в матрицы на основе стекла. Установки по иммобилизации ВАО в боросиликатные стекла работают во Франции и в Великобритании [8, 9]. В России на ФГУП «ПО «Маяк» внедрен технологический процесс иммобилизации Cs-Sr фракции вместе с ВАО военного происхождения в алюмофосфат-ное стекло [10].

Однако, с точки зрения долговременной экологической безопасности стеклянные матрицы не могут быть использованы для иммобилизации отходов, содержащих долгоживущие радионуклиды, представляющие угрозу в течение де5 сятков и сотен тысяч лет. В течение столь длительного времени невозможно гарантировать сохранность стекла со включёнными отходами ввиду его недостаточной химической устойчивости и склонности к спонтанной кристаллизации (девитрификации) при повышенных температурах.

Несомненным преимуществом перед стеклом обладают кристаллические матрицы на основе искусственных минералов, природные аналоги которых просуществовали в изменяющихся природных условиях в течение длительных периодов (до 4 миллиардов лет [11]), доказав тем самым свою долговременную геологическую стабильность.

Для решения проблемы ВАО необходимо сформулировать требования к матричному материалу и на основании этих требований обосновать выбор матрицы, способной надёжно изолировать от окружающей среды наиболее долго-живущие и биологически опасные радионуклиды в течение всего времени, требуемого для снижения их активности до приемлемого уровня.

Решению этих задач и посвящена настоящая работа.

Цель и задачи работы.

Целью работы являлось получение химически устойчивой керамической матрицы для надёжной иммобилизации актиноидной фракции ВАО, содержащей трансурановые (ТУЭ) и редкоземельные (РЗЭ) элементы.

Для достижения поставленной цели необходимо было решить следующие основные задачи:

• сформулировать требования, которым должна удовлетворять данная матрица;

• выбрать подходящие матричные материалы для дальнейших исследований;

• разработать способ синтеза, позволяющий получить механически прочную керамику;

• изучить выщелачивание матричных элементов и инкорпорированных радионуклидов из синтезированных матриц;

Научная новизна.

1. Обоснован выбор перовскитов состава LnM03, где М=А1 или Fe, в качестве матрицы, позволяющей включить максимальное количество актиноидной фракции ВАО.

2. Обосновано применение аппарата Сокслета для определения химической стойкости матриц, предназначенных для включения долгоживущих радионуклидов.

3. Установлено, что химическая стойкость (устойчивость к выщелачиванию водой) перовскитов LnM03 достаточна для безопасного хранения композитов с актиноидной фракцией ВАО в течение периода в 100 тысяч лет и более даже в аварийных условиях (при заливе хранилища водой).

4. Впервые показано, что при включении в ферритную и алюминатную керамику весовых количеств актиноидов (высокоактивные растворы) устойчивость матриц к выщелачиванию не снижается.

5. Показано, что метод холодного прессования и спекания может быть использован для синтеза композитов на основе перовскитов состава ЬпМОз, где М=А1 или Fe, включающих актиноидную фракцию ВАО. Полученные композиты обладают достаточной механической прочностью. Предложен также альтернативный способ синтеза через органо-минеральные сорбенты.

Практическая значимость.

Синтезированные методом ХПС материалы удовлетворяют требованиям, предъявляемым к матрицам для иммобилизации актиноидной фракции ВАО. Полученные в работе результаты могут быть использованы для проектирования установки, предназначенной для отверждения актиноидной фракции высокоактивных отходов. Показано, что метод синтеза матриц с использованием орга-номинеральных сорбентов может быть альтернативой традиционной порошковой технологии.

выводы.

1. Проведён анализ литературных данных, посвященных матричным материалам для иммобилизации радионуклидов. Показано, что потенциальными матрицами, пригодными для надёжной долговременной изоляции актиноидной фракции ВАО могут быть алюминаты и ферриты редкоземельных элементов, имеющие кристаллическую решётку перовскита.

2. Показано, что методом ХПС может быть получена керамика на основе ферритов РЗЭ, характеризующаяся высокой механической прочностью, плотностью и низкой открытой пористостью. Получение низкопористой и высокопрочной керамики на основе алюминатов требует температур спекания >1550°С.

3. Обосновано применение аппарата Сокслета для оценки долговременной устойчивости матриц к выщелачиванию. Обосновано применение метода БЭТ (низкотемпературная адсорбция аргона) для определения поверхности измельчённых образцов. Показано, что выщелачивание протекает в порах, при этом практически вся внутренняя поверхность пор доступна воде.

4. Изучена устойчивость алюминатных и ферритных матриц к выщелачиванию. Показано, что перовскитовая керамика на основе оксидов РЗЭ (La), Al, Fe и Сг обладает высокой химической устойчивостью и по этому критерию может быть использована для иммобилизации актиноидной фракции ВАО. Установлено, что скорость выщелачивания плутония в среднем на порядок превышает скорость выщелачивания америция из матрицы одного и того же состава, что может быть объяснено четырёхвалентным состоянием плутония. Наименьшая скорость выщелачивания актиноидов была зафиксирована для алюминатной керамики хЬагОз АЬОз, х=0.1^-0.4.

5. Показано, что устойчивость ферритной и алюминатной матриц к выщелачиванию не снижается при включении весовых количеств актиноидов (высокоактивные растворы). Установлено, что скорости выщелачивания матричных элементов — РЗЭ (Pm) — и актиноидов существенно не отличаются, что говорит о прочном удерживании последних кристаллической решёткой матрицы.

6. Измерены скорости выщелачивания радионуклидов из монолитных образцов алюминатной и ферритной керамики с геометрическим определением поверхности. Рассчитанное значение линейной скорости коррозии матриц составляет (1−3)-10″ 5 мм в год, что обеспечит сохранность включающих ВАО блоков в течение, по крайней мере, ста тысяч лет даже в аварийных условиях (залив хранилища водой). На основании сопоставления скоростей выщелачивания, рассчитанных по геометрической и внутренней поверхности (метод БЭТ) был сделан вывод о большей потенциальной устойчивости алюминатных матриц при условии получения низкопористого материала.

7. Показано, что перспективным может быть способ получения перовскито-вой керамики методом ХПС с использованием органоминеральных сорбентов (сорбция на смоле, сушка, прокалка, прессование, спекание). Показано, что получаемая таким способом ферритная керамика по своим свойствам не уступает аналогичной керамике, полученной из порошков оксидов. Установлено, что в случае алюминатной керамики прессование и спекание гранул, смешанных с порошковой шихтой (1:1), позволяет существенно повысить прочность получаемого материала на изгиб.

1.6.

Заключение

.

В обзоре литературы рассмотрено современное состояние проблемы обращения с высокоактивными отходами (ВАО) и показана целесообразность фракционирования отходов перед окончательным захоронением. Сформулированы основные требования, которым должны удовлетворять матрицы, предлагаемые для фиксации наиболее опасной актиноидной фракции, рассмотрены методы их синтеза и способы определения химической устойчивости.

Показано, что для надёжной долговременной иммобилизации данной фракции не подходят матричные материала на основе стекла из-за недостаточной термической и химической устойчивости. Несомненными преимуществами перед стеклом обладают минералоподобные матрицы, причём выделенную отдельно фракцию актиноидов целесообразно включать в материалы на основе индивидуальных кристаллических фаз.

Рассмотрены основные способы синтеза минераллоподобных матриц и сделан выбор в пользу метода ХПС с предварительной механической обработкой (механоактивацией) шихты, как наиболее простого и удобного.

На основании анализа доступных данных по различным хост-фазам РЗЭ и актиноидов сделан выбор в пользу фазы перовскита. Показано, что матрица со структурой перовскита по совокупности характеристик (химическая, геологическая и радиационная устойчивость, максимальная загрузка отходами) обладает преимуществами перед остальными кристаллическими матрицами.

Однако, для обоснованного заключения о пригодности модифицированного перовскита для надёжной долговременной иммобилизации РЗЭ и актиноидов имеющихся литературных данных явно недостаточно. Таким образом, необходимо показать, что по основным характеристикам (скорости выщелачивания матричных элементов и ТПЭ (в том числе весовых количеств), механическая прочность) данная матрица соответствуют предъявляемым требованиям.

Глава 2.

ИСПОЛЬЗОВАННЫЕ РЕАКТИВЫ И МЕТОДЫ.

ИССЛЕДОВАНИЯ 2.1. Реактивы.

Оксид лантана, марки х.ч.

Оксид алюминия хроматографический, Союзглавреактив, ТУ 2962−54 Оксид железа (III), марки ч.д.а., ГОСТ 4173–77 Оксид хрома (III), марки ч., ТУ 609−4272−84 Вода дистиллированная.

Кислота азотная концентрированная, марки х.ч., ГОСТ 4461–77 Кислота соляная концентрированная, марки х.ч., ГОСТ 3118–77 Кислота серная концентрированная, марки х.ч., ГОСТ 4204–77 Хлорид железа (III), марки ч.д.а., ГОСТ 4147–74. Сульфат натрия, марки ч.д.а., ТУ 6−09−116−76.

Пиросульфат натрия готовили из сульфата натрия и серной кислоты Алюминий сернокислый 18-ти водный, марки ч.д.а., ГОСТ 3758–75 Алюминий азотнокислый 9-тиводный, марки ч.д.а., ГОСТ 3757–75 Лантан азотнокислый 6-ти водный, марки ч.д.а., ТУ 6−69−4676−83 Железо (III) сернокислое 9-ти водное, ч., ГОСТ 9485–74 Барий азотнокислый, марки ч.д.а., ГОСТ 3760–79.

Нитрат свинца готовили растворением металлического свинца в азотной кислоте.

Аммиак водный, марки ч.д.а., ГОСТ 3760–79 Гидроксид натрия, марки ч.д.а., ГОСТ 4328–77 Сулъфосалициловая кислота, марки ч.д.а., ГОСТ 7478–68.

Динатриевая соль этилендиамин-Ы, Ы, ММ^-тетрауксусной кислоты, стандарт-титр, ТУ 6−09−2540−72 Катионит КУ-23.

241 238.

В экспериментах с индикаторными количествами Am и Ри использовали азотнокислые растворы радионуклидов с удельной активностью ~3−105 Бк/мл. Растворы готовились из фасовок (ампулы по 10 мКи), поставленных лабораторией ядерных реакций объединённого института ядерных исследований (ЛЯР ОИЯИ), г. Дубна.

Работа с весовыми количествами радионуклидов проводилась на ФГУП «ПО «Маяк». В работе был использован высокоактивный раствор, содержащий 24|Аш, 242Сш, |47Рш, I54Eu, 155Eu, 134Cs, 137Cs и изотопы плутония с массовыми числами 238−242. Приготовление и состав этого раствора описаны в главе 5. Ядерно-физические свойства некоторых содержащихся в нём изотопов приведены в табл. 2.1.

Показать весь текст

Список литературы

  1. В.И., Калюжная T.A., Кузубова Л. И., Лаврик О. Л. Радиоактивные отходы: экологические проблемы и управление Библиогр. обзор в 3 ч. Ч. 2. Хранение радиоактивных отходов. Новосибирск, 1998. 229 с .
  2. Итоги изучения и опыт ликвидации последствий аварийного загрязнения территории продуктами деления урана. / Под ред. Бурназяна А. И. М.: Энергоатомиздат, 1990.
  3. Г. Н. // Вопросы радиационной безопасности, 1997. № 3. С. 3.
  4. М.И., Аверин А. Н., Лобойко Б. Г. и др. // Вопросы радиационной безопасности, 1997. № 3. С. 18.
  5. Д.А., Романов Г. Н. // Вопросы радиационной безопасности, 1997. №З.С. 29.
  6. Подземное захоронение радиоактивных отходов. Основное руководство. Вена: МАГАТЭ, 1981. 56 с.
  7. J.L., Krause Н., Sombert С., Uematsu К. // Trans. Amer. Nucl. Soc., 1985. V. 48. P. 106−117.
  8. Radioactive Waste Management. A Status Report. Vienna: IAEA, 1985.
  9. Ю.В., Дзекун Е. Г., Дрожко Е. Г., Медведев Г. М., Ровный С. И., Суслов А. П. Стратегия обращения с радиоактивными отходами на производственном объединении «Маяк». // Вопросы радиационной безопасности, 1996. № 2. С. 3.
  10. Trocellier P., Delmas R. Chemical durability of zircon. // Nuclear Instruments and Method in Physics Research Bulletin, 2001. V. 181. P. 408−412.
  11. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы. М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999. 116 С.
  12. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). СП 2.6.1.799−99. Издание официальное. М.: Минздрав РФ, 2000. 100 С.
  13. Е.О., Ганев И. Х., Лопаткин А. В., Муратов В. Г., Орлов В. В. Обращение с высокоактивными отходами при развитии, работе и выводе из действия крупномасштабной ядерной энергетики России. М.: НИКИЭТ, 1997.
  14. Г. Ядерная энергетика. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1986. 264 с.
  15. Н.С., Демин В. Ф., Ильин Л. А., и др. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда. М.: Энергоатомиздат, 1984.312 с.
  16. .В., Савельева В. И., Шевченко В. Б. Химическая технология облучённого ядерного топлива. М.: Энергоатомиздат, 1983. 352 с.
  17. Ю.В., Дзекун Е. Г., Ровный С. И. и др. Переработка отработавшего ядерного топлива на комплексе РТ-1: история, проблемы, перспективы. // Вопросы радиационной безопасности, 1997. № 2. С. 3.
  18. Martin J.E., Lee С. The legacy and future of radioactive waste management at the millennium. // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 2000. V. 243, № i.p. 155−163.
  19. Sargent K.A. Potential host media for radioactive waste. // US Geol. Surv. Prof. Pap., 1989. № 1370. P. 20−22.
  20. M.T. Туннельные структуры поглотители радиоактивных отходов. // Прикладные и экологические аспекты минералогии. М., 1991. С. 50−52.
  21. В.Н. О возможности создания подземных хранилищ особо опасных отходов производства в соленосных отложениях земной коры. // Докл. АН СССР, 1991. Т. 318, № 3. С. 687−691.
  22. А.С., Савоненков В. Г., Рогозин Ю. М. Геохимические аспекты использования залежей каменной соли для захоронения радиоактивных отходов. / АН УССР. Ин-т геол. Наук, 1991. № 4. С. 43−45.
  23. Кедровский O. J1., Шишиц И. Ю., Гупалот Т. А. и др. Обоснование условий локализации высокоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива в геологических формациях. // Атомная энергия, 1991. Т. 70, № 5. С. 294−297.
  24. В.А., Жадовец Ю. Т., Баринов А. С., Нечай Г. Н. Подземное захоронение радиоактивных отходов в практически непроницаемых горных породах. / АН УССР. Ин-т геол. Наук, 1991. № 4. С. 45−47.
  25. В.А., Никифоров А. С., Полуэктов П. П., Поляков А. С. К теории самозахоронения высокоактивных отходов. // Атомная энергия, 1992. Т. 73, № 3. С. 215−221.
  26. Кедровский O. J1. Использование подземного пространства для вечного захоронения радиоактивных отходов. // Подзем, и шахт, стр-во, 1992. № 2. С. 2−7.
  27. П.П., Кащеев В. А., Поляков А. С. Радиоактивные отходы в недра. // Наука в России, 1992. № 4. С. 22−26.
  28. Geological disposal of spent fuel and high level and alpha bearing wastes: Proc. of an intern, symp. on geol. disposal of, held in Antwerp, 19−23 Oct. 1992 Vienna: IAEA, 1993. 487 p.
  29. C.A. Международно-правовой аспект удаления радиоактивных отходов в море // Бюл. Центра обществ, информ. по атом. Энергии, 1994. № 9−10. С. 49−53.
  30. Ю.В. Удаление радиоактивных отходов под дно океана // Атом, техника за рубежом, 1990. № 5. С. 25−29.
  31. Murray C.N. The disposal of heat-generating nuclear waste in deep ocean geological formation: A feasible option // Oceanol. '88: Proc. Int. Conf., Brighton, 8−11 March, 1988 / Soc. Underwater Technol. L., 1988. P. 227−233.
  32. Milloy С., Nicholson D., Dutton T. A review of international HGW deep ocean engineering disposal stidies. // Underwater Technol, 1989. V. 15, № 2. P. 1016.
  33. Davies G. Radwaste disposal // Mar. Pollut. Bull., 1988. V. 19, № 11. P. 552.
  34. Jones D. Down with waste! // Nature, 1990. V. 346, № 6284. P. 9−15.
  35. С.В., Мухамеджанов М. Ж. Перспективы космической изоляции радиоактивных отходов. // Энергия: Экономика, техника, экология, 1993. № 12. С. 40−43.
  36. М.Е., Клавдиев В. В. Отходы АЭС в космос! // Энергия: Экономика, техника, экология, 1992. № 4. С. 16−17.
  37. Д. Реальная возможность для российско-американского сотрудничества. // Энергия: Экономика, техника, экология, 1992. № 6. С. 5456.
  38. Н.Ф. Космическая изоляция радиоактивных отходов как направление конверсии. // Энергия: Экономика, техника, экология, 1994. № 4. С. 11−15.
  39. Химия Актиноидов: в 3-х т. Т. 3: Пер. с англ. / Под ред. Каца Дж., Сиборга Г., Морсса Л. М.: Мир, 1999. 647 с.
  40. Robert Е. Berlin, Catherine С. Station. Radioactive waste management. New York, 1989.
  41. И.А., Ожован М. И., Щербатова Т. Д., Батюхнова О. Г. Стёкла для радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1999. 240 С.
  42. Н.А., Полуэктов П. П. Свойства отверждённых форм высокоактивных отходов как одного из барьеров системы захоронения. // Атомная энергия, 1995. Т. 78, № 2. С. 93−98.
  43. А.С., Ожован М. И., Соболев И. А. Ожован Н.В. Потенциальная опасность отверждённых радиоактивных отходов. // Радиохимия, 1990. Т. 32, № 4. С. 127−131.
  44. Н.П., Канцель А. В., Лисицин А. К. Основные задачи радиоэкологии в связи с захоронением радиоактивных отходов. // Атомная энергия, 1991. Т. 71, №. 6. С. 523−534.
  45. М.Б., Кащеев В. А., Ожован М. И. и др. // Атомная энергия, 1989. Т. 66, №. 3. С. 197.
  46. Ringwood А.Е. Safe disposal of high-level radioactive wastes. // Fortschr. Miner., 1980. V. 58, № 2. P. 149−168.
  47. H.C., Очкин A.B., Глаголенко Ю. В., Дзекун Е. Г., Ровный С. И. Принципы подбора матриц для включения высокоактивных отходов. // Атомная энергия, 2003. Т. 94, № 5. С. 352−362.
  48. Ochkin A.V., Stefanovsky S.V., Rovny S.I. Selection of matrices for immobilization of actinide fraction of HLW. // Materials Research Society Symposia Proceedings, 2003. V. 757.113.29.1−5.
  49. M. В., Мезенцев В. А. Промежуточные итоги и перспективы развития технологий фракционирования ВАО на ПО «Маяк»: Аналитический обзор / ПО «Маяк», инв. № 5891 Н/С. Озёрск, 2000.
  50. В. Н., Чудинов Э. Г., Швецов И. К. // Радиохимия, 1974. Т. 16, № 5. С. 734−741.
  51. Boyd Weaver and Kappelman F. A. // Journal of Inorganic & Nuclear Chemistry. 1968. V. 30, № 1. P. 263−272.
  52. В. М., Осипова 3. Я. и др. Разработка программы расчёта многоступенчатого экстракционного процесса разделения ТПЭ и РЗЭ с учётомего кинетических особенностей: Отчёт / НИИАР, per. № О-1884. Димит-ровград, 1980.
  53. Ф. Д., Николаев В. М., Касимова В. А., Скобелев Н. Ф. Кинетика экстракции трансплутониевых и редкоземельных элементов в системе Д2ЭГФК-ДЭБ-карбоновая кислота-ДТПА. // Радиохимия, 1977. Т. 19, № 4. С. 442−446.
  54. Ringwood А.Е., Kesson S.E., Reeve K.D., Levins D.M., Ramm E.J. Synroc. In: Radioactive Waste Forms for the Future. Eds. Lutze W. and Ewing R.C. Amsterdam: Elsevier Science Publishers B.V., 1988. P. 233−334.
  55. Roy R., Yang L.G., Alamo J., Vance E.R. A Single phase (NZP.) ceramic radioactive waste form. // Scientific Basis for Nuclear Waste Management VI (Materials Research Society Symposia Proceedings, 1983). P. 15−21.
  56. Chemical durability and related properties of solidified high-level waste forms. Technical Report Series, No 257. Vienna: IAEA, 1985.
  57. A.C., Куличенко B.B., Жихарев М. И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985. 184 С.
  58. Characteristics of solidified high level waste products. Technical Reports Series, № 187. Vienna: IAEA, 1979.
  59. Leach testing of immobilized radioactive waste solids, a proposal for standard methods. / Edited by Hespe E. D. // Atomic Energy Review, V. 9, №. 1. P. 195 207. Vienna: IAEA, 1971.
  60. Poon C.S., Chen Z.Q. Comparison of the characteristic of flow-through and flow-around leaching tests of solidified heavy metal wastes. // Chemosphere, 1999. V. 38, № 3. P. 663−680.
  61. Roy R. Radioactive waste disposal. Volume 1: The waste packages. N.Y.: Per-gamon Press, 1982. 232 P.
  62. Stone J.A. An overview of factors affecting the leachability of nuclear waste forms. // Nuclear and Chemical Waste Management, 1981. V.2. P. 113−118.
  63. Hughes A.E., Marples J.A.C., Stoneham A.M. The Significance of Leach Rates in Determining the Release of Radioactivity from Waste Storage Glasses,
  64. UKAEA Atomic Energy Research Establishment, Harwell, Rep. AERE-R-10190(1981).
  65. Van Iseghem P., Jiang W., Blanchaert M., Hart K., Lodding A. The interaction between Synroc-C and pure water or boom clay. // Materials Research Society Symposia Proceedings, 1996. V. 412. P. 305−312.
  66. Oversby V.M., Ringwood A.E. Leaching studies on Synroc at 95 °C and 200 °C. // Radioactive Waste Management, 1982. V. 2, № 3. P. 223−237.
  67. Ringwood A.E., Oversby V.M., Kesson S.E., Sinclair W., Wate N., Hibberson W., Major A. Immobilization of high level nuclear reactor wastes in Synroc: a current appraisal. // Nuclear and Chemical Waste Management, 1981. V. 2. P. 287−305.
  68. Государственный стандарт СССР. ГОСТ 29 114–91. Отходы радиоактивные. Метод измерения химической устойчивости отверждённых радиоактивных отходов посредством длительного выщелачивания. М.: Комитет стендар-тизации и метрологии СССР, 1991. 10 с.
  69. McVay G.L., Pederson L.R. Effect of gamma radiation on glass leaching. // Journal of the American Ceramic Society, 1981. V. 64, № 3. P. 154−158.
  70. Wronkiewicz D.J., Wang L.M., Bates J.K., Tani B.S. Effect of radiation exposure on glass alteration in a steam environment. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1993. V. 294. P. 183−190.
  71. Wronkiewicz D.J., Bradley C.R., Bates J.K., Wang L.M. Effects of radiation exposure on SRL 131 composition glass in a steam environment. // Ibid. 1994., V. 333. P. 259−267.
  72. Ebert W.L., Bates J.K., et. al. Effects of the penetrating y-radiation on the leach-ability of HLW glass. // Nucl. Waste Manag. III., 1990. P. 155−164.
  73. McVay G.L., Weber W.J., Pederson L.R. Effects of radiation on the leaching behavior of nuclear waste forms. // Nuclear and Chemical Waste Management, 1981. V.2. P. 103−108.
  74. Weber W.J. Radiation effects in nuclear waste glasses. // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, 1988. V. B32. P. 471−479.144
  75. Ф.С., Куличенко В. В. О радиационной устойчивости стекловидных радиоактивных препаратов. // Атомная Энергия, 1965. Т. 18, № 4. С. 361−367.
  76. Ewing R.C., Weber W.J., Clinard F.W., jr. Radiation Effects in Nuclear Waste Forms for High-Level Radioactive Waste. // Progress in Nuclear Energy. An International Review Journal, 1995. V. 29, № 2. P. 63−127.
  77. Hench L.L., Clark D.E., Harker A.B. Nuclear waste solids. // Journal of Material Science, 1986. V. 21. P. 1457−1478.
  78. Государственный стандарт Российской Федерации. ГОСТ Р 50 926−96. Отходы высокоактивные отвержденные. Общие технические требования. М.: Госстандарт России, 1996. 6 с.
  79. Н.В. Напряжённое состояние земной коры. // Соросовский образовательный журнал, 1997. № 1. С. 50−56.
  80. Yangisawa K., Nashioka M., Yamasaki N. Immobilization of radioactive wastes by hydrothermal hot pressing. // American Ceramic Society Bulletin, 1985. V. 64, № 12. P. 1563−1567.
  81. Conditioning of Alpha Bearing Wastes. Technical Reports Series, № 326. Vienna: IAEA, 1991.
  82. Dickson C.L., Glasser F.P. Cerium (III, IV) in cement: implications for actinide (III, IV) immobilization. // Cement and Concrete Research, 2000. V. 30. P. 1619−1623.
  83. И.Л., Хомчик Л. М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М.: Энергоатомиздат, 1983.
  84. Heimann R.B. Nuclear fuel management and archaeology: are ancient glass indicator of long term durability of man made materials. // Glass Technology, 1986. V. 23, № 3. P. 96−101.
  85. Lutze W. Silicate Glasses. In: Radioactive Waste Forms for the Future. Eds. Ew-ing R.C. and Lutze W. Amsterdam: Elsevier Science Publishers B.V., 1988. P. 1−160.
  86. Macedo P.B., Barkatt A., Simmons J.H. A flow model for the kinetics of dissolution of nuclear waste forms- a comparison of borosilicate glass, Synroc and high-silica glass. //Ibid, 1982. P. 57−69.
  87. Reynes J., Woignier Т., Phalippou J. Permeability measurement in composite aerogels: application to nuclear waste storage. // Journal of Non-Crystalline Solids, 2001. V. 285. P. 323−327.
  88. Woignier T. Nuclear Waste storage in gel-derived materials. // Journal of Sol-Gel Science and Technology, 2000. V. 19. P. 833−837.
  89. Weed R.C., Coles D.G. et al. Scientific Bases for nuclear waste Management, 1979. MRS. V. l.P. 141.
  90. Jostsons A., Vance E.R., Mercer D.J., Oversby V.M. Synroc for immobilizing excess weapons plutonium. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1995. V. 353. P. 775 781.
  91. P. Van Iseghem, Lemmens K. The interaction between HLW glass and boom clay host rock. / Geological disposal of spent fuel and high level and alpha bearing wastes. Vienna: IAEA, 1993. P. 209−223.
  92. Pickering S. Walker C.T. Leaching of actinides from simulated nuclear waste glass. // Scientific Basis for Nuclear Waste Management V (Materials Research Society Symposia Proceedings. V. 11. Boston, 1983). P. 113−124.
  93. Hatch L.P., Weth G.C., Tuthill E.J. Ultimate Disposal of High Level Radioactive Wastes — Fixation in Phosphate Glass with Emphasis on the Continuous
  94. Mode of Plant Operation. // Treatment and Storage of High Level Radioactive Wastes. Vienna: IAEA, 1963. P. 531−545.
  95. 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.
  96. Moszkovicz P., Sanchez F., Barna R., Mehu J. Pollutants leaching behaviour from solidified wastes: a selection of adapted various model. // Talanta, 1998. V. 46. P. 375−383.
  97. Characterization of radioactive waste forms and packages. Technical Report Series, No 383. Vienna: IAEA, 1997.
  98. Н.П., Омельяненко Б. И., Юдинцев C.B., Никонов Б. С., Соболев И. А., Стефановский С. В. Минералогия и гаохимия консервирующих матриц высокоактивных отходов. // Геохимия рудных месторождений, 1997. Т. 39, № 3. С. 211−228.
  99. Sales B.S., Boather L.A. Lead-Iron phosphate glass. // Radioactive Waste Forms for the Future. Amsterdam: Elsevier Sci. Publ., 1988. P. 193−232.
  100. Sales B.C., Boatner L.A. Lead-iron phosphate glass: a stable storage medium for high level nuclear waste. // Science, 1984. V.226. P. 45−48.
  101. Sales B.C., Boatner L.A. Lead-Iron Phosphate Glass. // Ibid. P. 193−231.
  102. 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.
  103. Richter H., Offerman P. Characterization of mechanical properties of nuclear waste glasses. // Scientific Basis for Nuclear Waste Management V (Materials Research Society Symposia Proceedings. V. 11. Boston, 1983). P. 229−238.
  104. В.В., Крылова Н. В., Мусатов Н. Д. Термическая химическая и радиационная устойчивость остеклованных радиоактивных отходов. / Management of radioactive wastes from nuclear fuel cycle. Vienna: IAEA, 1976. V. 2. P. 75−84.
  105. Mendel I.E. Glass an available material for the immobilization of nuclear waste. // Trans. Amer. Nucl. Soc., 1979. V. 33. P. 278.
  106. McCarthy G.J., White W., Roy R., Scheetz В., Komarnani S., Smith D., Roy D. Interactions between nuclear wastes and surrounding rock. // Nature, 1978. V. 273. P. 217.
  107. Ringwood A.E., Kesson S.E., Ware N.G., Hibberson W.O., Major A. The Syn-roc Process: A Geochemical Approach to Nuclear Waste Immobilization. // Geochem. J., 1979. V. 13. P. 141−165.
  108. Ringwood A.E. Safe Disposal of High Level Nuclear Reactor Wastes. A New Strategy. Canberra: ANU press, 1978. 64 p.
  109. Hetch L.P. Ultimate disposal of radioactive wastes. // American Scientist, 1953. V. 4, № 3. P. 410−421.
  110. Buykx W.J., Hawkins K, Levins D.M. et. al. Titanate ceramics for the immobilization of sodium-bearing high-level nuclear waste // Journal of American Ceramic Society, 1988. V. 71, № 8. P. 678−688.
  111. Gousens D.R., Myhra S., Penrose J. et al. The microstructure of Synroc. // Scientific Basis for Nuclear Waste Management V (Materials Research Society Symposia Proceedings. V. 11. Boston, 1983). P. 309−318.
  112. Ringwood A.E., Kesson S.E., Ware N.G., Hibberson W., Major A. Immobilisation of High level Nuclear Reactor Wastes in Synroc. // Nature, 1979. V. 278. P. 219−223.
  113. C.B., Князев O.A., Юдинцев C.B., Никонов Б. С., Омелья-ненко Б.И., Дей Р. А., Вэнс Е. Р. Синтез и характеристика материала Synroc, полученного индукционным плавлением в холодном тигле. // Перспективные материалы, 1997. № 2. С. 85−90.
  114. Hench L.L., Clark D.E., Campell J. High level wastes immobilization forms. // Nuclear and Chemical Waste Management, 1984. V. 5. P. 149−173.
  115. 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.
  116. Ryerson F.J. Microstructure and Mineral Chemistry of Synroc-D. // J. Amer. Ce-ram. Soc., 1983. V. 66, № 9. P. 629−636.
  117. Kesson S.E., Ringwood A.E. Immobilization of HLW in Synroc-E. // Scientific Basis for Nuclear Waste Management VII. (Materials Research Society Symposia Proceedings, 1984). P. 507−512.
  118. Vance E.R., Jostsons A., Day R.A., Ball C.J., Begg B.D., Angel P.J. Excess Pu Disposition in Zirconolite-Rich Synroc. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1996. V. 412. P. 41−47.
  119. Vance E.R., Hart K.P., Day R.A., Begg B.D., Angel P.J., Loi E., Weir J., Oversby V.M. Excess Pu Disposition in Zirconolite-Rich Synroc Containing Nepheline. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1996. V. 412. P. 49−55.
  120. Oversby V.M., Ringwood A.E. Leaching studies on Synroc and glass samples at 85 °C and 200 °C. // Nuclear and Chemical Waste Management, 1981. V. 2, № 3. P. 201−206.
  121. Oversby V.M., Ringwood A.E. Immobilization of high level nuclear reactor wastes in Synroc: a current appraisal. // Scientific Basis for Nuclear Waste Management (Proceedings International Symposia, Boston, 1981), 1982. V. 6. P. 7581.
  122. Metson J.B., Bancroff G.M., Kanetkar S.M., et al. Leaching of natural an synthetic sphene and perovskite. // Scientific Basis for Nuclear Waste Management V (Materials Research Society Symposia Proceedings. V. 11. Boston, 1983). P. 329−338.
  123. Lumpkin G.R., Smith K.L., Blackford M.G. Development of secondary phases on Synroc leached at 150 °C. // Materials Research Society Symposia Proceedings, 1995. V. 353.
  124. Myhra S., Segall R.L., Smart R.St.C., Stephenson M., Turner P. S., White T.J. Leaching mechanism in Synroc. / Synroc Symposium, 1985. Lucas Heights, NSW, Australia.
  125. Vance E.R., Begg B.D., Day R.A., Ball C.J. Zirconolite-Rich Ceramics for Ac-tinide Wastes. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1995. V. 353. P. 767−774.
  126. Smith K.L., Blackford M.G., Lumpkin G.R., Hart K.P., Robinson В J. Neptunium-doped Synroc: partitioning, leach data and secondary phase development. // Materials Research Society Symposia Proceedings, 1996. V. 412. P. 313−319.
  127. Smith K.L., Lumpkin G.R., Blackford M.G., Hambley M., Day R.A., Hart K.P., Jostson A. Characterization and leaching behavior of plutonium-bearing Synroc-C. // Materials Research Society Symposia Proceedings, 1997. V. 465. P. 12 671 272.
  128. Lumpkin G.R., Smith K.L., Blackford M.G. Partitioning of uranium and rare earth elements in Synroc: effect of impurities, metal additives, and waste loading. // Journal of Nuclear Materials, 1995. V. 224. P. 31−42.
  129. Buykx W.J. Specific heat, thermal diffusivity and thermal conductivity of Synroc, Perovskite, Zirconolite and Barium Hollandite. // Journal of Nuclear Materials, 1982. V. 107. P. 78−82.
  130. Clinard Z.W. Jr., Hobbs L.W., Land C.C., et al. Alpha decay self irradiation damage in Pu-substituted zirconolite. // Journal of Nuclear Materials, 1982. V. 105. P. 248−256.
  131. Ewing R.C., Headley T.J. Alpha recoil damage in natural zirconolite. // Journal of Nuclear Materials, 1983. V. 119. P. 102−109.
  132. Clinord F.W., Rohr D.L., Roof R.B. Structural damage in a self-irradiated zirco-nolite-based ceramic. // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, 1984. V. 229 B1.P. 581−586.
  133. Sinclair W., Ringwood A.E. Alpha-recoil damage in natural zirconolite and perovskite. // Geochemical Journal, 1981. V. 15. P. 229−243.
  134. K.D., Vance E.R., На K.P., Smith K.L., Lumpkin G.R., Mercer D.J. // Proc. International Ceramic Conference, Austerdam, 1992. Ed. by Bannister M.J. (CSIRO, Australia, 1992). P. 1014.
  135. Oversby V.M., Ringwood A.E. Lead isotopic studies of zirconolite and perovskite and their implications for long range Synroc stability. // Radioactive Waste Management, 1981. V. 1(3). P. 289−307.
  136. Morgan P.E.D., Shaw T.M., Pugar E.A. Ceramics for high waste oaded commercial radwaste disposal. // Advances in Ceramic. V. 8. Nuclear Waste Management. The American Nuclear Society, Columbus, 1983. P. 209−221.
  137. McCarthy G.J. High level waste Ceramics: Materials Considerations, Process Simulation and Product Characterization. // Nucl. Technol., 1977. V. 32. P. 92 105.
  138. Barry E.S., Gregory J.M. Synthetic mineral nuclear waste ceramic. // Nuclear American Society Transactions, 1979. V. 33. P. 278−279.
  139. Harker A.B., Morgan P.E.D., Flintoff J., Clarke D.R. An Improved Polyphase Ceramic for High-Level Defense Waste. // Treatment and Handling of Radioactive Wastes, 1983. P. 325−330.
  140. Morgan P.E.D., Harker A.B., Flintoff J. F. Shaw Т. M., Clarke D. R. Developments in SRP «Composite» Defense Ceramic Radwaste Forms. // Advances in Ceramics, 1984. V. 8. P. 325−333.
  141. Technologues for the Solidification of High-twelve Wastes. Technical reports series, № 176. Vienna: IAEA, 1977.
  142. Harker A.B. Flintoff J.F. Hot isostatically pressed ceramic and glass forms for immobilizing Hanford high-level wastes. // Advances in Ceramic. V. 8. Nuclear Waste Management. The American Nuclear Society, Columbus, 1983. P. 222 233.
  143. Morgan P.E.D., Harker A.B., Flintoff J. F, et al. Developments in SRP «composite» defense ceramic radwaste forms. // Advances in Ceramic. V. 8. Nuclear Waste Management. The American Nuclear Society, Columbus, 1983. P. 234 247.
  144. Bauer C., Ondracek G. Fixating of high level solid waste in Ti02 base ceramic matrix provided with an integrated overpack. // Scientific Basis for Nuclear Waste Management VI (Materials Research Society Symposia Proceedings, 1983). P. 71−76.
  145. Yangisava V., Yamasaki N. Leachability of waste form containing cesium produced by hy drothermal hot-pressing. // Journal of Nuclear Science and Technology, 1990. V. 27. P. 1072−1074.
  146. A.P., Бычков A.M., Зырянов B.H. и др. Фазовое превращение цеолита в полевой шпат способ создания алюмосиликатных матриц для связывания радионуклидов. //Геохимия, 1995. № 10. С. 1527−1532.
  147. Р.В. Новые минеральные керамики в качестве матриц для захоронения радиоактивных отходов. // I Рос. конф. по радиохимии, Дубна, 1719 мая, 1994. Тезисы докл. М.: Дубна, 1994. С. 102.
  148. Boatner L.A., Sales B.C. Monazite. // Radioactive Waste Forms for the Future. Eds. Lutze W. and Ewing R.C. Amsterdam: Elsevier Science Publishers B.V. 1988. P. 495−564.
  149. Химическая энциклопедия в 5-ти томах, Т. 1. М.: Советская энциклопедия, 1988. 623 С.
  150. Н.А., Барзаковский В. П., Лапин В. В., Курцева Н. Н. Диаграммы состояния силикатных систем. Справочник. Выпуск первый: двойные системы. Л.: Наука, 1969. 822 С.
  151. Gong W.L., Lutze W., Ewing R.C. Zirconia a ceramic for excess weapons plutonium wastes. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1999. V. 556. P. 63−70.
  152. White T.J. The microstructure and microchemistry of synthetic zirconolite, zirkelite and related phases. // Amer. Miner., 1984. V. 69. P. 1156−1172.
  153. Bayliss P., Mazzi F., Munno R., White T.J. Mineral nomenclature: zirconolite. // Miner. Mag., 1989. V. 53. P. 565−569.
  154. Giere R., Williams C.T., Lumpkin G.R. Chemical characteristics of natural zirconolite. // Shweiz. Miner. Petrogr. Mitt., 1998. V. 78. P. 433−459.
  155. Yudintsev S.V., Omel’yanenko B.I., Stefanovskii S.V., Ochkin A.V., Chiz-hevskaya S.V. Sintered zirconolite ceramics for immobilization of actinide-containing radioactive waste. // Journal of Advanced Materials, 1997. V. 4, № 1. P. 89−99.
  156. Vance E.R., Agrawal D.K. Incorporation of radionuclides in crystalline titan-ates. // Nuclear and Chemical Waste Management, 1982. V. 3. P. 229−234.
  157. Yang L.G. Komarneny S., Roy R. Gel adsorption processing for waste solidification in 'NZP' ceramic. // Scientific Basis for Nuclear Waste Management VII.
  158. Materials Research Society Symposia Proceedings. V. 26, Boston, 1983). P. 567−574.
  159. Roy R., Vance E. R, Alamo J. NZP. a New Radiophase for Ceramic Nuclear Waste Forms. // Mat. Res. Bull., 1982. V. 17. P. 585−588.
  160. 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.
  161. Sheetz B.E., Agrawal D.K., Breval E., Roy R. Sodium Zirconium Phosphate (NZP) As a Host Structure for Nuclear Waste Immobilization: A Review. // Waste Manag., 1994. V. 14, № 6. P. 489−505.
  162. Stefanovsky S.V., Yudintsev S.V., Nikonov B.S., Omelianenko B.I., Gorshkov A.I., Sivtsov A.V., Lapina M.I., Ewing R.C. Pyrochlore-type phases for actinides and rare earths elements immobilization. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1999. V. 556. P. 27−34.
  163. Aleshin E., Roy R. Crystal chemistry of pyrochlore. // J. Amer. Ceram. Soc., 1962. V. 45. P. 18−25.
  164. Chakoumakos B.C., Ewing R.C. Crystal chemical constraints on the formation of actinide pyrochlore. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1985. V. 44. P. 641−646.
  165. Chakoumakos B.C. Pyrochlore. In: McGraw-Hill Yearbook of Science and Technology 1987, Parker S.P. (Ed.) McGraw-Hill, New York (1986) 393−395.
  166. Shoup S.S., Bamberger C.E. Synthesis of titanate-based hosts for the immobilizations of Pu (III) and Am (III). // Materials Research Society Symposia Proceedings, 1997. V. 465. P. 379−386.
  167. Ewing R.C., Lutze W., Weber W.J. Zircon: A Host Phase for the Disposal of Weapons Plutonium. // J. Mat. Res., 1995. V.10, № 2. P. 243−246.
  168. Burakov B.E., Anderson E.B., Rovsha V.S., Ushakov S.V., Ewing R.C., Lutze W., Weber W.J. Synthesis of Zircon for Immobilization of Actinides. // mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1996. V. 412. P. 33−39.
  169. Ioudintsev S.V., Omelianenko B.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.
  170. Н.П., Соболев И. А., Стефановский C.B., Юдинцев С. В., Омелья-ненко Б.И., Никонов Б. С. Синтетический муратаит новый минерал для иммобилизации актиноидов. // Докл. Акад. Наук, 1998. V. 362. Р. 670−672.
  171. Stefanovsky S.V., Yudintsev S.V., Nikonov B.S., Omelianenko B.I., Ptashkin A.G. Murataite-based ceramics for actinide waste immobilization. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1999. V. 556. P. 121−128.
  172. Burakov B.E., Anderson B.E., Knecht D.A., Zamoryanskaya M.A., Strykanova E.E., Yagovkina M.A. Synthesis of garnet/perovskite-based ceramic for the immobilization of Pu-residue waste. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1999. V. 556. P. 55−62.
  173. А.Г., Юдинцева T.C. Изучение ферритного граната как матрицы актиноидсодержащих отходов. / Первая Всероссийская Молодёжная Конференция по фундаментальным проблемам радиохимии и атомной энергетики, 5−8 июня 2001. Тез. док. С. 78.
  174. Т.С., Юдинцев С. В. Гранатовая матрица актиноидсодержащих отходов. / XIV Российское совещание по экспериментальной минералогии. Тез. док. Черноголовка, 2−4 октября 2001. С. 314.
  175. А.В., Кононов О. В. Минералогия. М.: Изд-во МГУ, 1982. 311 с.
  176. А. Структурная неорганическая химия. М., Мир. Т.2. 1987.
  177. Yang L.J., Komarneni S., Roy R. Titanium phosphate (NTP) waste form. // Advances in Ceramic. V. 8. Nuclear Waste Management. The American Nuclear Society, Columbus, 1983. P. 255−262.
  178. 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.
  179. Troole A.Y., Stefanovsky S.V., Bogomolova L.D. EPR of Fe3+ and Cr3+ ions in NZP ceramics. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1999. V. 556. P. 99−106.
  180. Э.М. Перовскит. М-Л.: Изд-во АН СССР, 1935. 35 С.
  181. Geller S. Crystallographic studies of perovskite-like compounds. V. Relative ionic sizes. // Acta Cry St., 1957. V.10. P. 248−251.
  182. Galasso F.S. Structure, properties and preparation of perovskite-type compounds. Oxford, Pergamon Press, 1969. 209 P.
  183. Mitamura H., Matsumoto S., Tsuboi Т., Vance E.R., Begg B.D., Hart K.P. Alpha-decay damage of Cm-doped perovskite. // Materials Research Society Symposia Proceedings, 1995. V. 353. P. 1405−1412.
  184. Nesbitt H.W. et al. Thermodynamic stability and kinetics of perovskite dissolution//Nature, 1981. V. 289. P. 358−362.
  185. Nesbitt H.W., Bancroft G.M., Fyfe W.S., Karkhanis S.N., Nishijima A. Thermodynamic stability and kinetics of perovskite dissolution. // Nature, 1981. V. 289. P. 358−362.
  186. Laverov N.P., Omel’yanenko В.I., Yudintsev S.V. and Nikonov B.S. Zirconolite as a matrix for immobilization of high-level radioactive wastes. // Geology of Ore Deposits, 1996. V. 38, № 5.
  187. Kesson S.E., Sinclair W.J., Ringwood A.E. Solid solution limits in Synroc zirconolite. // Nuclear and Chemical Waste Management, 1983. V. 16. P. 173−200.
  188. Vance E.R. Synroc: A Suitable Waste Form for Actinides. // MRS Bulletin, 1994, December. P. 28−32.
  189. McGlinn P.J. et al. pH Dependence of Aqueous Dissolution Rates of Perovskite and Zirconolite at 90 °C. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1995. V. 353. P. 847 854.
  190. Hayward P.J. Glass-Ceramics. // Radioactive Waste Forms for the Future. Eds. Lutze W. and Ewing. R.C. Amsterdam: Elsevier Science Publishers B.V., 1988. P. 427−493.
  191. Hayward P.J., Vance E.R., Cann C.D., Doern D.C. Crystallization of titanosili-cate glasses for nuclear waste immobilization // Journal of American Ceramic Society, 1989. V. 72, № 4. P. 579−586.
  192. Speranzini R.A., Hay ward P.J. Development of Sphene-Based Glass-ceramics for Disposal of Some Canadian Wastes. // Advances in Ceramics. V. 8. Nuclear Waste Management, ed. by Wicks G.G. and Ross W.A. Columbus, Amer. Ceram. Soc., 1983. P.273−281.
  193. Hayward P.J., Vance E.R., Cann C.D., Mitchell S.L. Crystallization of Sphene-Based Glass-ceramics for Immobilization of High-Level Nuclear Fuel Reprocessing Wastes. // Nucl. Waste Manag. Proc. 2nd Int. Symp., 1984. P. 291−301.
  194. Hay ward P. J., Hocking F.H., Doern F.E., Ceccetto E.V. SIMS depth profiling of sphene-based ceramic and glass ceramics, leached in synthetic groundwater. //
  195. Scientific Basis for Nuclear Waste Management V (Materials Research Society Symposia Proceedings. V. 11. Boston, 1983). P. 319−328.
  196. Turcotte R.P., Wald J.W., Roberts F.P., Rusin J.M. Radiation damage in nuclear waste ceramic. // Journal of American Ceramic Society, 1982. V. 65, № 12. P. 589−593.
  197. Smelova T.V., Krylova N.V., Shestoperov I.N. Synthetic mineral-like matrices for HLW solidification: preparation by induction melter with a cold crucible (CCIM). //Mat. Res. Soc. Symp. Proc., 1997. V. 465. P. 425−431.
  198. Wolch J.L., Schuman R.P., Still C.W., et al. Iron enriched basalt for containment of nuclear waste. // Scientific Basis for Nuclear Waste Management (Proceedings International Symposia, Boston, 1981), 1982. V. 6. P. 23−30.
  199. Conley G.J., Kelsey P.V., Milley D.V. Investigations on the properties of iron-enriched basalt with Ti02, and Zr02 additives. // Advances in Ceramic. V. 8. Nuclear Waste Management. The American Nuclear Society, Columbus, 1983. P. 302−309.
  200. 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.
  201. Lashtchenova T.N., Stefanovsky S.V. Immobilization of Incinerator Ash in Synroc-Glass Material. // IT3 Conf. Int. Conf. On Incineration and Thermal Treatment Technologies. Salt Lake City, 1998. Proceedings. P. 603−607.
  202. Vance E.R., Carter M.L., Day R.A., Begg B.D., Hart K.P., Jostsons A. Synroc and Synroc-Glass Composite Waste Forms for Hanford HLW Immobilization. // SPECTRUM'96. Int. Conf Proceedings. Amer. Nucl. Soc., 1996. P. 2027−2031.
  203. Harker A.B., Flintoff J.F. Crystalline-phase formation in hot iso-static pressing of nuclear waste ceramics with high zirconia content. // Ibid, 1985. V. 68, № 3. P. 150−165.
  204. Ю.Б. Индукционная плавка окислов.-Jl.: Энергоатомиздат.-1983.-179с.
  205. В.И., Кедровский О. Л., Никифоров А. С. Обращение с жидкими радиоактивными отходами в рамках концепции замкнутого ядерного топливного цикла// Back End of Nuclear Fuel Cycle: Strategies and Options, Vienna, IAEA.-1987, — P. 109−117.
  206. O.A., Лифанов Ф. А., Лопух Д. Б., и др. Синтез методом индукционной плавки в холодном тигле минералоподобных материалов, содержащих имитированные радиоактивные отходы// Физика и химия обработки материалов.-1996.-№ 1.-С. 133−144.
  207. И.А., Стефановский С. В., Лифанов Ф. А. и др. Синтез и исследование плавленых минералоподобных форм радиоактивных отходов. // Физика и химия обработки материалов.-1994.-№ 4/5.-С. 150−160.
  208. Kudrin А.V., Nikonov B.S., Stefanovsky S.V. Chemical durability study of Syn-roc-C ceramics produced by through-melting method. // Materials Research Society Symposia Proceedings, 1997. V. 465. P. 417−423.
  209. В.Я., Баринов C.M. Техническая керамика. М.: Наука, 1993. 187 с.
  210. Levins D.M., Reeve K.D., Ramm E.J., et.al. The Synroc demonstration plant. // Proc. 2nd Int. Conf. On Radioactive Waste Management, 7−11 September 1986, Winnipeg, Canadian Nuclear Society, P. 576−583.
  211. Ringwood A.E., Major A., Ramm E.J., et.al. Uniaxial Hot-Pressing in Bellow Containers. //Nuclear Chemical Waste Management, 1983. V. 4. P. 135−140.
  212. Solomah A.G., Hare T.M., Palmour H. Demonstration of the Feasibility of Sub-solidus Sintering of Radwaste Containing SYNROC-B Composition. // Nuclear Technological, 1980. V. 49. P. 183−190.
  213. Solomah A.G., Hare T.M., Palmour H. HLW fixation in sintered Synroc-B ceramics: composition and phase characterization. // Nuclear Waste Materials, 1980. V. 49. P. 197−199.
  214. Oversby V.M., Vance E.R. Comparison of ceramic waste forms produced by hot uniaxial pressing and by cold pressing and sintering. // Materials Research Society Symposia Proceedings, 1995. V. 353.
  215. A.M., Потёмкина С. П. Физическая модель тонкого измельчения в аппаратах планетарного типа. / В сб. «Вибротехнология-95. Часть II». Одесса, 1995. С. 3−7.
  216. П.П., Гинстлинг A.M. Реакции в смесях твёрдых веществ. М.: Стройиздат, 1965. 474 С.
  217. К. Г., Любимов В. К. // Физика и химия обработки материалов, 1978. № 2. С. 64−70.
  218. Низкотемпературная плазма в технологии неорганических веществ. Новосибирск: Наука, 1971. 144 с.
  219. P. Н., Thorpe М. L. // Chem. Eng. Progr., 1970. V. 66, № 10. PP. 66−71.
  220. Тезисы докладов III Всесоюзного симпозиума по плазмохимии. М.: Наука, 1979. Т. 2. С. 45.
  221. В. П., Сорока П. И., Пархоменко В. Д. // ЖПХ, 1978. Т. 51, № 2. С. 263−267.
  222. Криохимический метод получения порошков и гранул. Обзорная информация. М.: ВНИИНМ, 1979. Вып. 7 (43). 50 С.
  223. Г. Д. Золь-гель процесс в керамической технологии. Харьков, 1997. 144 С.
  224. Dislich Н. Sol-gel: science, processes and products. // Journal of Non-Crystal Solids, 1986. V. 26. P. 115−116.
  225. В.В. Механохимическая керамическая технология: возможности и перспективы. / В книге «Механохимический синтез в неорганической химии. Сборник научных трудов.». Новосибирск: Наука, Сиб. отд-ние, 1991. С. 102−125.
  226. Л.М., Журавлёв Г. И. Химия и технология ферритов. Л.: Химия, 1983.256 С.
  227. С.А. Плазмохимические технологические процессы. Л.: Химия, 1981.248 с.
  228. Р.А. Получение и свойства нанокристаллических тугоплавких соединений. // Успехи химии, 1994.Т. 63, № 5. С.431−448.
  229. П.П., Шевченко А. А. Способы и средства высокоинтенсивной обработки дисперсионных материалов. / Тезисы и доклады первой конференции по сравнению различных видов измельчителей. Часть I. Одесса, 1993. С. 78−81.
  230. Е.Г. Универсальная планетарная мельница и её возможности в новых перспективных технологиях. / В сб. «Вибротехнология-92». Одесса, 1992. С. 45−52.
  231. Г. Трибохимия. М.: Мир, 1987. 583 С.
  232. Е. Г. Механохимические методы активации химических процессов. Новосибирск: Наука, Сиб. отд-ние, 1987. 302 С.
  233. П.П., Бережной А. С. Реакции в твёрдых фазах. М.: Промстрой-издат, 1949. 88 с.
  234. Н.М. Спечённый корунд. М.: Госстройиздат, 1961. 209 с.
  235. И. С., Дегтярёва Э. В., Орлова И. Г. Корундовые огнеупоры и керамика. М.: Металлургия, 1981. 167 С.
  236. В. Е., Карагедов Г. Р., Бергер А. С. Влияние механической активации на синтез и спекание кордиерита. // Сиб. хим. журн., 1993. № 1. С. 115−118.
  237. С.В., Стефановский С. В., Чекмарёв A.M., Медведев Г. М., Оч-кин А.В. Цирконолитовая керамика для иммобилизации высокоактивных отходов из механоактивированной шихты. // Химическая технология, 2000. № 3.С. 8−13.
  238. Qiwu Zhang, Fumio Saito. Mechanochemical Synthesis of Lanthanum Alumi-nate by Grinding Lanthanum Oxide with Transition Alumina. // J. of the Amer. Ceram. Soc., 2000. V. 83. № 2. P. 439−441.
  239. Qiwu Zhang, Fumio Saito. Mechanochemical Synthesis of LaMnOa from La203 and Mn203 powders. // Journal of Alloys and Compounds, 2000. V. 297. P. 99 103.
  240. Е.Г., Гусв A.A. Кордиерит перспективный керамический материал. Новосибирск: Издательство СО РАН, 1999. 166 с.
  241. Н.А., Бондарь И. А., Лазарь А. Н., Смолин Ю. И. Силикаты редкоземельных элементов и их аналоги. Л.: Наука, 1971. 230 с.
  242. Ю.Ю. Справочник по аналитической химии. 6-е изд. М.: Химия, 1989. 448 С.
  243. Химическая энциклопедия в 5-ти томах, Т. 2. М.: Советская Энциклопедия, 1990. 671 С.
  244. Н.А., Келер Э. К. Условия образования алюминатов лантана, празеодима и неодима. // Известия АН СССР, серия химическая, 1966. Т. 24, № 1.С. 24.
  245. Ropp R.C., Carroll В. Solid-State Kinetics of LaAlnOi8. // J. of the Amer. Ceram. Soc., 1980. V. 63, № 7−8. P. 416−419.
  246. П.А., Ковба Л. М., Багдасаров Х. С. и др. Соединения редкоземельных элементов. Системы с оксидами элементов I-III групп. М.: Наука, 1983. 280 с.
  247. Т.П., Гудинина Э. Н., Манджагаладзе Э. Н. Сравнительная оценка различных методов получения моноалюмината иттрия. // Известия АН СССР (неорганические материалы), 1978. Т. 14. С. 1090−1093.
  248. Schneider S.J., Roth R.A. and Waring J.L. Solid State Reactions, Involving Oxides of Trivalent Cations. // J. Res. Natl. Bur. Stand., Sect A., 1961. V. 65, № 4. P. 345−374.
  249. Ropp R.C., Lirowitz G.G. The Nature of the Alumina-Rich Phase in the System La203—A1203. // J. of the Amer. Ceram. Soc., 1978. V. 61, № 11−12. P. 473−475.
  250. Е.Г., Косова Н. Д., Девяткина E. Т. Механохимичекие реакции гидратированных оксидов. / В сб. «Вибротехнология-92». Одесса, 1992. С. 37−41.
  251. Диаграммы состояния систем тугоплавких оксидов: Справочник. Вып. 5. Двойные системы. Ч. 5. // Институт химии силикатов им. Н. В. Гребенщикова. Л.: Наука, 1991. 416 С.
  252. И.П. Изотопы. Справочные табл. Т. 2. М.: Наука, 1970. 1231 С.
  253. В.Б., Соболев В. В., Шаплыгин И. С. Химические и физические свойства простых оксидов металлов. М.: Наука, 1983. 239 С.
  254. В.Ф., Лендель Г. А., Брайт Г. А., Гофман Д. И. Практическое руководство по неорганическому анализу. М.: Химия, 1966. 1111 С.
  255. Химия Актиноидов: в 3-х т. Т. 2: Пер. с англ. / Под ред. Каца Дж., Сиборга Г., Морсса Л. М.: Мир, 1997. 664 с.
  256. С.П., Фёдорова Е. Г. Редкоземельные элементы. Взаимодействие с р-металлами. М.: Наука, 1990. 280 С.
  257. Е.С., Андрианов Н. Т. Технический анализ и контроль производства керамики. М.: Стройиздат, 1986. 272 С.
  258. Т.Г., Колосенцев С. Д. Порометрия. Л.: Химия, 1988. 176 С.
  259. Вещества радиоактивные. Метод измерения состава и активности радионуклидов в источниках у- и рентгеновского излучения на спектрометре энергий ионизирующих излучений ОКСТУ 7009. Отраслевой стандарт ОСТ 95 10 234−86.
  260. Ю.Г. Курс физической химии. Поверхностные явления и дисперсные системы. М.: Химия. 1982. 400 С.
  261. М.М. Адсорбция и пористость. М.: ВАХЗ, 1972. 127 С.
  262. Д.И., Рябухин В. А. Аналитическая химия редкоземельных элементов и иттрия. М.: Наука. 1966.
  263. В.Н. Аналитическая химия алюминия. М.: Наука. 1971.
  264. А.П. Основы аналитической химии. Т. 2. М.: Химия, 1970. 436 С.
  265. Dosch R.G. Processing effects on the behaviour of titanate waste forms in aqueous solutions. // Scientific Basis for Nuclear Waste Management (Proceedings International Symposia, Boston, 1981), 1982. V. 6. P. 15−22.
  266. В.И., Лукьянов В. Б. Методы приготовления препаратов и обработка результатов измерения радиоактивности. М.: Атомиздат, 1973. 287 С.
  267. В.Е. Теория вероятностей и математическая статистика. М.: Высшая школа, 2000. 479 С.
  268. К. Статистика в аналитической химии. М.: Мир, 1994. 268 С.
  269. Химическая энциклопедия в 5-ти томах, Т. 3. М.: Большая Российская Энциклопедия, 1992. 632 С.
  270. JI.B. Влияние способа активации на свойства тугоплавкой керамики. / В сб. «Вибротехнология-96. Часть III». Одесса, 1996. С. 23−28.
  271. . Т. 7. Разрушение неметаллов и композиционных материалов. Ч. 1. Неорганические материалы. / Под ред. Либовиц М. М.: Мир, 1976. 626 С.
  272. A. De Pretis, Ricciardiello F., Sbaizero О. Theoretical and practical sintering kinetics in the field of perovskite-type ceramics. // Journal of materials science letters, 1985. V 4. P. 9−12.
  273. Керамика из высокоогнеупорных окислов. / Под ред. Полубояринова Д. Н. и Попильского Р. Я. М.: Металлургия, 1977. 303 С.
  274. Е.С., Макаров Н. А., Попова Н. А., Тарасова С. В. Современная керамика на основе оксида алюминия. // Техника и технология силикатов, 2002. № 3−4. С. 29−41.
  275. А.В. Физико-химические основы формирования структуры в оксидной керамике. // Техника и технология силикатов, 2003. № 1−2. С. 39−50.
  276. В.И., Каказей Н. Г. Проблемы агрегатообразования высокодисперсных порошков в процессе их получения в высоконапряжённых мельницах-активаторах. / В сб. «Вибротехнология-92». Одесса, 1992. С. 26−33.
  277. Г. Г. Тонкий помол в аттриторе шихты А1203. / В сб. «Комплекс научных и научно-технических мероприятий стран CFIT». Одесса, сентябрь 1993. С. 372−373.
  278. А.П., Прокофьев В. Ю., Новиков Е. Н. Механохимические явления при диспергировании глинозёма. / В сб. «Комплекс научных и научно-технических мероприятий стран СНГ». Одесса, сентябрь 1993. С. 304.
  279. Г. Г. Технологические особенности диспергирования в аттрито-ре шихты на основе А1203. / Тезисы и доклады первой конференции по сравнению различных видов измельчителей. Часть I. Одесса, 1993. С. 5658.
  280. Н.Е. Синтез и свойства перовскитовой керамики из механически активированной шихты для иммобилизации стронция, лантаноидов и актиноидов. / Автореф. Канд. Дисс., Москва, 2000. 22 С.
  281. Р. Я. Кондрашев Ф.В. Прессование керамических порошков. М.: Металлургия, 1968. 272 С.
  282. Levins D.M., et al. Fabrication and Performance of Synroc. // Spectrum '86, Proc. American Nuclear Society, Int. Topical Meeting on Waste Management, ed. By Pope J.M. New York, 1987. P. 1137−1147.
  283. Begg B.D., Vance E.R., Conradson S.D. The incorporation of plutonium and neptunium in zirconolite and perovskite. // Journal of alloys and compounds, 1998. V. 271−273. P. 221−226.
  284. M. Ионообменники в аналитической химии: в 2-х частях. Ч. 1. / пер. с англ. М.: Мир, 1985. 264 С.
  285. JI. Н., Пушкина Г. Я., Шацкий Г. М. И др. Соединения редкоземельных элементов: Сульфаты, селенаты, теллураты, хроматы. М.: Наука, 1986. 336 С.
  286. А. Ионообменная очистка сточных вод, растворов и газов. М.: Химия. 1983. 293 с.
  287. Химия Актиноидов: в 3-х т. Т. 1: Пер. с англ. / Под ред. Каца Дж., Сиборга Г., Морсса Л. М.: Мир, 1991. 525 с.
  288. Сайт Брукхэвенской Национальной Лаборатории США http://www2.bnl.gov/ton/
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!