автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.02, диссертация на тему:Получение материала SYNROC методом индукционного плавления в холодном тигле

Введение.2

1. Общая характеристика радиоактивных отходов и основные методы их переработки.6

1.1. Основные виды радиоактивных отходов.6

1.2 Радиоактивные отходы, образующиеся при получении урана и производстве твэлов.7

1.3. Радиоактивные отходы, образующиеся при работе реакторов.8

1.4. Радиоактивные отходы, образующиеся при переработке ядерного топлива.10

1.5. Радиоактивные отходы исследовательских установок и лабораторий.11

1.6. Кондиционирование РАО с использованием стеклоподобных и керамических материалов.11

1.6.1. Общие требования к матричным материалам для кондиционирования РАО.11

1.6.2. Включение РАО в боросиликатные и алюмофосфатные стекла.12

1.6.3. Включение РАО в керамические матрицы.20

Актуальность. На сегодняшний день, одним из показателей дохода в обществе является рост потребляемой энергии. Однако, путь беспощадной эксплуатации внутренних источников энергии неэкологичен. Безусловно, перспективной остаётся ядерная энергия.

Использование ядерной энергии сдерживается не столько по соображениям недостаточной надежности ядерных реакторов, сколько из-за проблемы захоронения радиоактивных отходов. Решение проблемы в свою очередь требует материалов устойчивых к радиации и абсолютно надежных к любым разрушающим воздействиям, да еще и чрезвычайно долговечных при различных условиях, включая и экстремальные [1].

Захоронение радиоактивных отходов до настоящего времени является одной из не решенных до конца проблем ядерно-топливного цикла. Наибольшее беспокойство вызывают отходы, образующиеся в ядерном топливном цикле, начиная с урановых рудников и кончая предприятиями по переработке отработавшего ядерного топлива. Исследования в области разработки методов промышленного отверждения и переработки радиоактивных отходов проводятся более 20 лет. Эта технология находится на пороге широкого промышленного применения. [2].

Для надежной иммобилизации долгоживущих радиоактивных изотопов, являющихся продуктами деления и коррозии, необходимы устойчивые многокомпонентные матрицы. Стеклоподобные материалы имеют много недостатков - недостаточная химическая и радиационная устойчивость, склонность к девит-рификации, низкая термостойкость и долговременная стабильность. В 1978 г. открылась блестящая перспектива: вводить радиоактивные вещества в новый химически стойкий материал на основе титанатов.

Эта перспектива связана с исключительной особенностью трех природных минералов - перовскита СаТЮ3, цирконолита CaZrTi07 и голландита

BaAl2TÍ60i6- Эти минералы, в отличие от многих других, обладают исключительной химической устойчивостью. Благодаря широкому изоморфизму ионы в них могут замещаться атомами радиоактивных элементов, например урана и тория в природных условиях. Возможно образование различных твердых растворов. Такие твердые растворы могут образовываться в результате твердофазных химических реакций при спекании керамики из оксидов титана, циркония и кальция с добавками радиоактивных веществ. А. Рингвуд из Австралийского национального университета в 1978 г. реализовал эту идею и создал специальную керамику "Synroc", способную аккумулировать практически все элементы РАО. Традиционный метод получения Synroc - горячее прессование предварительно подготовленной шихты является малопроизводительным и технологически сложным. Одним из перспективных направлений, позволяющих обеспечить получение керамики Synroc, является метод индукционного плавления в холодном тигле (ИПХТ) [3].

Цель работы.

Целью работы является разработка процесса получения материала Synroc ИПХТ. Данная цель достигается решением следующих задач:

1. Определение фазового состава и текстуры материалов типа Synroc, полученных из расплава.

2. Изучение распределения радиоактивных элементов в фазах поликомпонентной керамики.

3. Экспериментальная проверка возможности получения керамики Synroc методом ИПХТ.

4. Определение электрофизических свойств материала, позволяющих произвести расчет конструкции холодного тигля и параметров ИПХТ.

5. Разработка составов для включения российских BAO в керамическую матрицу Synroc методом ИПХТ и определение их характеристик.

Научная новизна работы

Изучен фазовый состав, текстура и определены характеристики материалов типа Synroc, полученных из расплава.

Изучено распределение элементов РАО между сосуществующими фазами в керамиках типа Synroc.

Синтезирована керамика типа Synroc, содержащая фазу муратаита с зональным распределением элементов, с максимальной концентрацией актинидов (урана) в центральных частях зерен.

Установлена зависимость удельного электросопротивления расплава состава Synroc от температуры в диапазоне температур 1400-1700 °С.

Практическая значимость работы

Доказана возможность получения материала типа Synroc из расплава, в т. ч. методом ИПХТ.

Разработаны составы материалов типа Synroc для иммобилизации Российских BAO и определены свойства продуктов.

Разработана методика определения удельного электрического сопротивления расплавов в условиях ИПХТ, основанная на совмещении аналитических расчётов и экспериментальных данных.

Проведена экспериментальная проверка получения материала типа Synroc методом ИПХТ на пилотной установке.

Разработан и запатентован способ включения РАО в керамическую матрицу.

Определены параметры процесса ИПХТ материалов типа Synroc. Защищаемые положения

Параметры ИПХТ материалов типа Synroc в окислительной и восстановительной атмосферах.

2. Составы и свойства материалов типа Synroc для иммобилизации Российских BAO.

3. Способ определения удельного электрического сопротивления расплавов материалов типа Synroc.

4. Особенности фазового состава и распределения элементов в материалах типа Synroc, полученных из расплава.

Апробация работы и публикации

По теме диссертации опубликовано 26 работы, в т .ч. 23 статьи и тезиса докладов 2 Патента России и 1 Патент США.

Материалы диссертационной работы доложены на 5-й Ежегодной научно-технической конференции Ядерного общества России «Ядерная энергетика и промышленность» (Нижний Новгород, 1994), Международной конференции молодых ученых по химии и химической технологии «МКХТ-95» (Москва, 1995), Fifth International Conference On Radioactive Waste Management and Environmental Remediation ICEM '95 (Berlin, Germany, 1995), International Conference On Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems GLOBAL '1995 (Versailles, France, 1995). International Topical Meeting on Nuclear and Hazardous Waste Management "SPECTRUM '96" (Seattle, USA, 1996). Scientific Basis for Nuclear Waste Management - XX (Boston, USA, 1996) и XXI (Davos, Switzerland, 1997), International Symposium "Waste Management '96" (Tucson, USA, 1996), 10 Международной конференции молодых ученых по химии и химической технологии МКХТ-96 (Москва, 1996), Sixth International Conference On Radioactive Waste Management and Environmental Remediation ICEM '97 (Singapore, 1997), International Conference On Incineration & Thermal Treatment Technologies, IT3 (Salt Lake City, USA, 1998).

Объем и структура диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав, выводов и списка литературы.

выводы

1. Доказана возможность получения керамики типа Synroc методом ИПХТ. В результате, как закалки, так и отжига расплава, полученного методом ИПХТ и соответствующего по химическому составу керамике Synroc, образуется материал, содержащий более 99% суммьь минералов цирконолита, голлан-дита, перовскита и рутила, что позволяет однозначно определить его как материал типа Synroc.

2. Установлено, что фазовый состав и качество продукта при ИПХТ Synroc менее чувствительны к способу подготовки шихты, по сравнению с методом горячего прессования. Экспериментально доказана возможность использования в процессе ИПХТ Synroc шихты с различной влажностью, от 1,2 до 16,4 мас.%. Эти обстоятельства значительно упрощают процесс инкорпорирования BAO и снижают его радиационную опасность.

3. Разработан метод определения удельного электрического сопротивления расплава, позволяющий проводить исследования свойств расплавов непосредственно в условиях их высокочастотного нагрева в холодном тигле. Метод основывается на совмещении аналитических решений с экспериментальными данными и расширяет- диапазон возможностей исследования свойств материалов при высоких температурах.

4. Определена температурная зависимость изменения удельного электрического сопротивления расплава Synroc в условиях его получения методом ИПХТ: р = 81,627хехр.(-0,0028 tp), Омхсм. В интервале температур от 1450 до 1700 °С, удельное электросопротивление расплава изменяется в пределах от 1,33 до 0,65 Омхсм. Получение данных значений позволяет провести обоснованный выбор и расчеты оборудования процесса ИПХТ Synroc.

5. Создана модель установки ИПХТ для изучения процесса получения керамики Synroc с использованием имитаторов BAO. Удельная массовая скорость плавления шихты Synroc, в ней составляет - 7,7 ч- 15,5 кг/(чхдм ), при удельных энергозатратах - 2,0 + 3,7 кВтхч/кг.

6. Разработан состав керамики Synroc , получаемой методом ИПХТ, для инкорпорирования Российских BÁO. Полученная керамика с 20 мас.% имитированных Российских BAO (радиохимического завода ПО "Маяк") сложена преимущественно цирконолитом и голландитом, суммарное содержание которых достигает 80-85 об.% В виде дополнительных фаз выявлены рутил, перовскит, остаточное стекло, а также специфическая фаза муратаита, отличающаяся от других минералов. Ее средний состав (мае %): 60,8 ТЮ2; 16,0 СаО; 7,0 ТО2; 5,7 Zr02; 4,6 МпО; 4,2 Се203 и 1,7 А1203. В муратаите, обогащенном ураном, церием и марганцем, находится около 40% общего количества урана, 20% церия и 14%> марганца, причём содержание урана и церия максимально в центральных частях кристаллов и минимально на периферии. Такой характер распределения элементов в пределах зерен способствует повышению иммобилизационных свойств матрицы. По своему химическому составу фазы изученной керамики близки к составам аналогичных минералов из других видов плавленых и прессованных керамик Synroc.

7. Реализован и исследован процесс получения керамики Synroc методом ИПХТ в восстановительной среде. Проведение процесса с добавлением в шихту углеродсодержащих добавок, а также с введением в расплав алюминия, позволило исключить образование водорастворимых молибдатов, что ещё больше повысило качество получаемой керамики Synroc, как матрицы для BAO.

8. Исследована устойчивость керамики Synroc полученной методом ИПХТ к выщелачиванию. Результаты по взаимодействию керамики с водой при Т=350 0 С и Р=50 МПа показали очень низкую выщелачиваемость урана из матрицы. Содержание элемента в воде составляет около 1 ppb (1 мкг/л), что близко к растворимости двуокиси урана при тех же условиях и не зависит от окислительного потенциала. *

величины-10" г/(см-сут). 5.4. ЗАКЛЮЧЕНИЕ К ГЛАВЕ 5

Методом ИПХТ синтезирована керамика типа 8упгос-С. Слитки характеризуются наличием пор и каверн, возникших вследствие газовыделения из расплава под затвердевшей коркой, а также усадочной раковины. Наиболее плотные участки хорошо раскристаллизованы. Основными фазами являются гол-ландит, цирконолит, перовскит и рутил. Соотношение фаз несколько варьирует в различных участках слитков. Наличие до 6 % влаги в загружаемой в холодный тигель шихте приводит к интенсивному и равномерному распределению загрузки по поверхности расплава, что способствует увеличению производительности процесса. Наличие подвижности загруженной шихты исключает процесс образования «корки» над поверхностью расплава.

1. Фистуль В.И. Новые материалы (состояние, проблемы и перспективы): Учебное пособие для вузов. М.: МИСИС, 1995. - 142 с.

2. Принципы радиационной защиты при удалении твёрдых радиоактивных отходов: Публикация 46 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1988. -40с-ISBN-5 -283 -03017-2.

3. Нормы радиационной безопасности (НРБ 99): Гигиенические нормативы.- М. : Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999. 116 с.

4. Нормы радиационной безопасности (НРБ 96): Гигиенические нормативы.- М.: Информационно-издательский центр Госкомсанэпидемнадзора России, 1996. 127 с.

5. Нормы радиационной безопасности НРБ 76/87 Н83 и основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП - 72/87 (Минздрав СССР. - 3-е изд., пере-раб. и доп.) - М.: Энергоатомиздат, 1988. - 160 с.

6. Ядерная технология: Учебное Пособие для вузов / Шведов В. П., Седов В. М., Рыбальченко И. Л., Власов И. Н.; Под общ. ред. Морохова И. Д. М.: Атомиздат, 1979. - 336 с.

7. Design and Operation of High Level Waste Vitrification and Storage Facilities. Techn. Rep. No.339. Vienna: IAEA, 1992.

8. Sombret C.G. Waste Forms for Conditioning High level Radioactive Solutions // Geol. Disposal High Level Radioactive Waste. Athens, Teoph. Public., S.A., 1987, P. 69-160.

9. Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1983. 183 с.

10. Иванов И.П., Котова Н.П., Плясунов А.В. Исследование фазовых равновесий субсолидуса в системе (Na,Cs)20-Sr0-Al203-P205 в связи с проблемами остекловывания и глубинного захоронения радиоактивных отходов // Геохимия, 1994, № 10, С. 1424-1436.

11. The Interaction of Na-Al-P-Glass (Cs,Sr-Bearing) with Water at Elevated Temperatures / Mukhamet-Galeyev A.P., Magazina L.O., Levin K.A., N.D. Samo-tovin, A.V. Zotov, B.I. Omelianenko // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1995. V. 353. P. 79-86.

12. Зотов A.B., Левин К.А., Омельяненко Б.И. Взаимодействие алюмофосфат-ного стекла с водой при повышенных температурах // Геохимия, 1996, №9, С. 1-14.

13. Свойства фосфатных и силикатных стекол для отверждения радиоактивных отходов / Брежнева Н.Е., Озиранер С.Г., Минаев А.А., Кузнецов Д.Г. // Management of Radioactive Wastes from the Nuclear Fuel Cycle. Vienna: IAEA, 1976. V.2.P. 85-94.

14. 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.

15. Фосфатные стекла с радиоактивными отходами / А.А. Вашман, А.В. Демин, Н.В. Крылова и др. Под ред. А.А. Вашмана и А.С. Полякова. М.: ЦНИИА-томинформ. 1997.

16. Structural Properties of Lead-Iron Phosphate Glasses / B.C. Sales, M.M. Abraham, J.B. Bates, L.A. Boatner//J. Non-Cryst. Solids. 1985. V. 71. P. 103-112.

17. 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.

18. Sales B.C., Boatner L.A. Lead-Iron Phosphate Glasses // Radioactive Waste Forms for the Future, Elsev. Sei. Publish., Norh Holl., 1988. P. 193-222.

19. Стратегия обращения с радиоактивными отходами на производственном объединении «Маяк» / Глаголенко Ю.В. Дзекун Е.Г., Дрожко Е.Г., Медведев Г.М., Ровный С.И., Суслов А.П. // Вопросы радиационной безопасности, 1996, N2, С. 3-10.

20. Lutze W. Silicate Glasses // Radioactive Waste Forms for the Future, Elsev. Sei. Publish., Norh-Holland, 1988. P. 1-160. •

21. Аппен A.A. Химия стекла. Л.: Химия, 1974. -351 с.

22. 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.

23. 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.

24. Cousens D.R., Myhra S. The Effect of Ionizing Radiation on High Level Waste Glasses // J. Non-Cryst. Solids. 1983. V. 54. P. 345-365.

25. Desvaux J.-L. French Industrial Experience in HLW Vitrification // ICEM'97 Int. Conf. On Radioactive Waste Management and Environmental Remediation. Singapore: ASME, 1997. P. 813-814.

26. Desvaux J., Pluche E. The R7/T7 Vitrification in La Hague // WM'99 "HLW, LLW, Mixed Wastes and Environmental Restoration Working Towards A Cleaner Environment", Tucson, AZ, 1999. CD Rom, Rep. 48-8.

27. Masson H., Jouan A. 10 Years of Vitrification in La Hague's R7/T7 Facilities: From R&D to Production // ICEM'99. The 7th Int. Conf. On Radioactive Waste Management and Environmental Remediation. Nagoya, Japan, 1999. CD Rom. Rep. 26-5.

28. Miltiple Applications of Cold Crucible Melting / Jouan A., Moncouyoux J.-P., Merlin S., Roux P. // Radwaste Mag. 1996, N3. P. 77-81.

29. Jouan A., Boen R., Merlin S., Roux P. A Warm Heart in a Cold Body Melter Technology for Tomorrow // Proc. Int. Conf. SPECTRUM'96, Atlanta, GA, 1996. P. 2058-2062.

30. Roux P., Bretault P. Cold Crucible Melter for Vitrification of Low to High Activity Waste // ICEM'99. The 7th Int. Conf. On Radioactive Waste Management and Environmental Remediation. Nagoya, Japan, 1999. CD Rom. Rep. 26-1.

31. Остекловывание радиоактивных отходов методом индукционного плавления в холодном тигле / Соболев И.А., Лифанов Ф.А., Стефановский C.B., Дмитриев С.А., Князев O.A. // Физ. Хим. Обраб. Матер. 1994, № 4-5. С. 161-170.

32. Vitrification of Intermediate, Low-Lewel Radioactive and Toxic Wastes with a Cold Crucible / Dmitriev S.A, Lifanov F.A., Stefanovsky S.V., Ojovan M.I., Knyazev O.A. et. al. // Waste Management 1996. CD Rom. Rep.

33. SIA "Radon" Experience in Radioactive Waste Vitrification / Sobolev I.A., Dmitriev S.A., Turlak H.A., et. al. M.: Enomar, 1996. -34 p.

34. Hamel W.F., Jr., Sheridan M.J., Valenti P.J. Vitrification at the West Valley Demonstration Project // Radwaste Mag. 1998, N3. P. 27-40.

35. Bowan B.W., Clements M.H. Vendor Vitrification Programs for the Savannah River Site // WM'96 "HLW, LLW, Mixed Wastes and Environmental Restoration- Working Towards A Cleaner Environment", Tucson, AZ, 1996. CD Rom, Rep. 11-3.

36. Buelt J.L., Oma 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.

37. SYNROC / Ringwood A.E., Kesson S.E., Reeve K.D. et al. // Radioactive Waste Forms for the Future, edited by W. Lutze and R.C. Ewing. Amst, North-Holland. 1988, P. 233-334.

38. Sodium Zirconium Phosphate (NZP) As a Host Structure for Nuclear Waste Immobilization: A Review / Sheetz B.E., Agrawal D.K., Breval E., Roy R. // Waste Manag. 1994. V.14, N6. P.489-505.

39. Ringwood A.E. Safe Disposal of High level Nuclear Reactor Wastes: A New Strategy. Canberra: ANU Press, 1978, -64 p.

40. Immobilisation of High Level Nuclear Reactor Waste in SYNROC / Ringwood A.E., Kesson S.E., Ware N.G. et. al. //Nature. 1979. V. 278. P. 219-223.

41. The SYNROC Process: A Geochemical Approach to Nuclear Waste Immobilization / Ringwood A.E., Kesson S.E., Ware N.G., Hibberson W.O., Major A // Geo-chem. J. 1979. V.13. P. 141-165.

42. The Development and Testing of SYNROC High Level Radioactive Waste Fixation / Reeve K.D., Levins D.M., Ramm E.J., Woolfrey J.L., Buykx W.J., Ryan R.K., Chapman J.F. // Waste Management '81. Proc. Int. Symp. Tucson, AZ, 1981. P. 245-259.

43. The Development and Testing of Synroc C as a High Level Nuclear Waste Form / Reeve K.D., Levins D.M., Ramm E.J., Wwoolfrey J.L., Buykx W.J. // J. Aust. Ceram. Soc. 1981. V. 18, N1. P. 2-5.

44. Ringwood A.E., Major A., Ramm E.J., Padgett J. Uniaxial Hot-pressing Bellows Containers //Nucl. & Chem. Waste Manag. 1983. V.4. P. 135-140.

45. Pentinghaus H. To SYNROC Through Melting: Thermal Analysis, Thermo-gravimetry and Crystal Chemical Characterization of Phases // Int. Sem. on

46. Chem. and Proc. Eng. for High Level Liquid Waste Solid. Kernforschungsanlage Julich. V.2. 1981. P.713-731.

47. Обращение с радиоактивными отходами, образующимися в процессе регенерации ядерного топлива / Никифоров А.С., Алой А.С., Долгов В.В. и др. // Nuclear Power Performance and Safety. Vienna: IAEA. 1988. V. 5. P. 295-304.

48. Ringwood A.E., Kesson S.E., Ware N.G. Immobilization of U.S. Defense Nuclear Wastes Using the SYNROC Process // Scientific Basis for Nuclear Waste Management. V. 2 (Northrup, C.J.M. Jr. Ed.), Plenum Press. New York. 1980. P. 265-271.

49. Kesson S.E., Ringwood A.E. Immobilization of HLW in Synroc-E // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1984. V.26. P. 507-512.

50. Kesson S.E., Ringwood A.E. Safe Disposal of Spent Nuclear Fuel // Rad. Waste Manag. Nucl. Fuel Cycle. 1983. V.4, N2. Р/159-174.

51. A.G. Solomah, T.S. Sridhar, S.C. Jones. Immobilization of Uranium-Rich High Level Radioactive Liquid Waste in Synroc-FA // Advances in Ceramics. 1986. V. 20. P. 259-265.

52. Zirconolite-Rich Titanate Ceramics for High Level Actinide Wastes / Vance E.R.„ Angel P.J., Begg B.D., Day R.A. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1994. V. 333. P. 293-298.

53. Zirconolite-Rich Ceramics for Actinide Wastes / Vance E.R.„ Begg B.D., Day R.A., Ball C.J. //Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1995. V.353. P. 767-774.

54. Excess Pu Disposition in Zirconolite-Rich Synroc / Vance E.R., Jostsons A., Day R.A., Ball C.J., Begg B.D., Angel P.J. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1996. V.412. P. 41-47.

55. Synroc and Synroc-Glass Composite Waste Forms for Hanford HLW Immobilization / Vance E.R., Carter M.L., Day R.A., Begg B.D., Hart K.P., Jostsons A. // SPECTRUM'96. Int. Conf. Proceedings. Amer. Nucl. Soc. 1996. P. 2027-2031.

56. Synroc Derivatives for the Hanford Waste Remediation Task / Vance E.R., Hart K.P., Day R.A., Carter M.L., Hambley M., Blackford M.G., Begg B.D. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1997. V.465. P. 341-348.

57. Further Studies of Synroc Immobilisation of HLW Sludges and Tc for Hanford Tank Waste Remediation / Vance E.R., Hart K.P., Carter M.L., Hambley M.J., Day R.A., Begg B.D. // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1998. V.506. P. 289-293.

58. Соболев И.А., Стефановский C.B., Лифанов Ф.А. Синтез керамики типа SYNROC из расплава // Радиохимия. 1993, №3. С. 98-105.

59. Синтез и исследование плавленых минералоподобных форм радиоактивных отходов / Соболев И.А., Стефановский С.В., Лифанов Ф.А., Власов

60. B.И., Дмитриев С.А., Иванов И.А. // Физ. и Хим. Обраб. Матер. 1994, №4-5.1. C. 150-160.

61. Sobolev I.A., Stefanovsky S.V., Lifanov F.A. Synthetic Melted Rock-Type Wasteforms //Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 1995. V. 353. P. 833-841.

62. Ebbinghaus B.B., VanKonynenburg R.A., Ryerson F.J., Vance E.R., Stewart M.W.A., Jostsons A., Allender J.S., Rankin Т., Congdon J. / Ceramic Formulation for the Immobilization of Plutonium // Proc. WM'98 "HLW, LLW, Mixed

63. Wastes and Environmental Restoration Working Towards a Cleaner Environment". Tucson, AZ. Rep. 65-04. CD Rom.

64. Jostsons A., Vance L., Ebbinghaus B. Immobilization of Surplus Plutonium in Titanate Ceramics // Proc. Int. Conf. on Future Nuclear Systems GLOBAL'99 "Nuclear Technology Bridging the Millenia". Jackson Hole, 1999. CD Rom.

65. Цирконолитовая керамика из механически активированной шихты для иммобилизации высокоактивных отходов / Чижевская С.В., Стефановский С.В., Чекмарев A.M., Медведев Д.Г., Клименко О.М. // Хим. Технол. 2000, №3. С. 8-13.

66. Брокмайер К. Индукционные плавильные печи. Пер. с нем. под ред. М. А. Шевцова и М. Я. Столова. М.: «Энергия», 1972. - 303 с.

67. Петров Ю. Б. Индукционная плавка окислов. Д.: «Энергоатомиздат». Jle-нингр. отделение, 1983. 104 с.

68. Петров Ю. Б., Канаев И. А. Индукционные печи для плавки оксидов. Под ред. А. Н. Шамова. Л.: Политехника, 1991. (Б-ка высокочастотника-термиста; Вып. 5). - 56 с.

69. Волгин Л.И. Линейные электрические преобразователи для измерительных приборов и систем. -М.: Советское радио, 1971. 65 с.

70. Введение в моделирование химико-технологических процессов(серия «Химическая кибернетика») .2-е изд., перераб. и доп. М.: Химия, 1982. 288 с.

71. Chemical durability and related properties of solidified high-level waste forms. // International atomic energy agency. Techn. Rep. Series. No. 275. Vienna, 1985. P. 39.

72. ГОСТ 2211-65 Изделия, сырьё и материалы огнеупорные. Метод определения плотности.

73. Теоретические основы теплотехники. .Теплотехнический эксперимент.: Справочник // Под общ. ред. чл.-корр. АН СССР В.А.Григорьева, В.М. Зорина. 2-е изд., перераб. - М.: Энергоатомиздат, 1988. - 560 е.: ил. - (Теплоэнергетика и теплотехника; Кн. 2).

74. ПлюснинаИ.И. Инфракрасные спектры минералов. М.: МГУ, 1967. 83 с.

75. Клява Я.Г. ЭПР-спектроскопия неупорядоченных твердых тел. Рига: Зи-натне, 1988. 352 с.

76. Бреховских С.М., Тюльнин В.А. Радиационные центры в неорганических стеклах. М.: Энергоатомиздат, 1988. 197 с.

77. Kesson S.E., Ringwood А.Е. Immobilization of Sodium in Synroc // Nucl. Chem. Waste. Manag. 1981. V. 2. P. 53-55.

78. Логвиненко Д.Д., Шеляков О.П. Интенсификация технологических процессов в аппаратах с вихревым слоем. Киев: Техшка, 1976. С. 75-78.

79. Vitrification of Intermediate Level Liquid Radioactive Waste / Lifanov F.A., Kobelev A.P., Dmitriev S.A. et al., // ICEM-93. 1993 International Conference on Nuclear Waste Management and Environmental Remediation, Prague. 1993. V. 3. P. 241-245.

80. Immobilization of High-Level Nuclear Reactor Wastes in Synroc: A Current Apprisal / Ringwood A.E., Oversby V.M., Kesson S.E., Sinclair W., Ware N., Hibberson W., Major A. .//Nucl'.Chem. Waste Manag. 1981. V.2, N2. P.287-305.

81. Reeve K.D., Ringwood А.Е. The Synroc Process for Immobilizing High Level Nuclear Wastes // Radioactive Waste Management. Proc. Int. Conf. Seattle, 16-20 May, 1983. 1984. V.2. P. 307-324.

82. Sinclair W., Ringwood A.E. Alpha-Recoil Damage in Natural Zirconolite and Perovskite // Geochem. J. 1981. V. 15. P. 229-243.

83. Giere R, Williams C.T., Lumpkin G.R. Chemical Characteristics of Natural Zirconolite // Schweiz. Mineral. Petrogr. Mitt. 1998. V. 78. P. 433-459.

84. Ewing R.C. Nuclear Waste Forms for Actinides // Proc. Natl. Acad. Sci. USA. 1999. V. 96. P. 3432-3439.

85. Лопух Д.Б., Печенков А.Ю. Критерий оценки энергетического режима индукционной плавки оксидных материалов в холодном тигле // Сб. статей: Исследование электротермических процессов и установок, Чебоксары, ЧГУ, 1987.

86. Слухоцкий А.Е. Рыскин С.Е., Индукторы для индукционного нагрева. «Энергия», Ленинградское отделение, 1974.

87. Получение высокотемпературных материалов методом прямого высокочастотного плавления в холодном контейнере / Александров В.И., Осико В.В., Прохоров A.M., Татаринцев В.М. // Успехи химии. 1978, Т. 47, № 3. С. .385427.

88. Вайнберг А. М. Индукционные плавильные печи. М.: «Энергия», 1967. -415 с., ил.

89. Теплоэнергетика и теплотехника: Общие вопросы: Справочник // Под общ. ред. чл.-корр. АН СССР В.А.Григорьева, В.М. Зорина. 2-е изд., пере-раб. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - 456 е.: ил. - (Теплоэнергетика и теплотехника; Кн. 1).

90. Тепловые и атомные электрические станции: Справочник. // Под общ. ред. В. А. Григорьева и В. М. Зорина. М.: «Энергоиздат», 1982. - 624 е., ил. -(Теплоэнергетика и теплотехника; Кн. 3).

91. Пат. 1552893, МКИ: G21F 9/16, Плазменная шахтная печь для переработки радиоактивных отходов / С.А. Дмитриев, O.A. Князев, А.П. Морозов и др. (Россия) / /Заявка № 443 42 81/25 от 01.06.88. Опубл. 15.01.94 Бюл. // Открытия. Изобретения. 1994. №1.

92. Пат. 2051431, mG21F 9/16, Устройство для переработки твёрдых радиоактивных отходов / O.A. Князев, А.П. Морозов, И.А. Князев (Россия) / / Заявка № 5025265 от 31.01.92. Опубл.27.12.95 Бюл. // Открытия. Изобретения. 1995. № 36.

93. Пат. 2097855 С, МПК: 6 G21F 9/32, Устройство для переработки твёрдых радиоактивных отходов / O.A. Князев, А.П. Морозов, И.А. Князев (Россия) / / Заявка № 94007116 / 25(007153) от 01.03.94. 0публ.27.01.96 Бюл. // Открытия. Изобретения. 1996. № 3.

94. Reeve K.D., Levins D.M., Ramm E.J. The Development and Testing of SYNROC-C As a High Level Nuclear Waste Form // Sei. Basis Nucl. Waste Manag. 1982. V. 6. P. 99-106.

95. Kesson S.E., Sinclair W.J., Ringwood A.E. Solid Solution Limits in SYNROC Zirconolite //Nucl. Chem. Waste Manag. 1983. V.4. P. 259-265.

96. Лифанов Ф.А. Высокотемпературное кондиционирование радиоактивных отходов низкого и среднего уровней активности. Дисс. Докт. Техн. Наук. М.: РХТУ им. Д.И. Менделеева. 2000. 48 е.

97. Пат. 2115182. Устройство для остекловывания радиоактивных отходов, содержащих ионообменные смолы / И.А. Соболев, Ф.А. Лифанов, О.А. Князев, и др. (Россия) //Заявка№97114712/25 от 09.09.97. Опубл. 10.07.98. Бюл. //Открытия. Изобретения. 1998. № 19.

98. Изучение материала Синрок / Стефановский С.В., Юдинцев С.В., Никонов Б.С., Омельяненко Б.И. // Геоэкология. 1996, №4. С. 58-74.

99. Mihra S., White T.J., Kesson S.E. X-Ray Photoelectron Spectroscopy for the Direct Identification of Ti Valency in BaxCsy.(Ti,Al)3+2x-yTi4+8.2x-yOi6 Hollandses //Amer. Miner. 1988. V. 17, N1. P. 161-167. ■

100. Ringwood A.E. Disposal of High Level Nuclear Wastes: A Geological Perspective // Miner. Mag. 1985. V.49, Pt.2, N351. P. 159-176.

101. Preparation and Characterization of Inductively-Melted Synroc / Knyazev O.A., Nikonov B.S., Omelianenko B.I., et al. // SPECTRUM '96, Proc. Int. Conf. Seattle, WA, August, 18-25 1996. P. .2130-2137.

102. Solomah A.B., Zumwalt L.R. HLW Fixation in Sintered Modified SYNROC-B Ceramics: Chemical Stability Evaluation // Trans. Amer. Nucl. Soc. 1980. V. 35. P. 191-193.

103. The Preparation of Fully-Active Synroc and Its Radiation Stability / Boult K.A., Dalton J.T., Evans J.P., Hall A.R., Inns A.J., J.A.C. Marples, Paige E.L. // Final Report AERE R 13318. 1988. 102 p.

104. Final Report of the Defence High Level Waste Leaching Mechanisms Program, Report No. PNL 5157 (Battele Pacific Northwest Laboratories, Richland, WA), ed. by Mendel J.E., 1982.

105. Oversby V., Ringwood A.E. Leaching Studies on Synroc at 95 °C and 200 °C // Rad. Waste Manag. 1982. V. 2(3). P. 223-237.

106. Clark A.M. Hey's Mineral Index: Mineral Species, Varieties and Synopsis. Chapmann and Hall, 1993, 852 p.

107. Freeborne W.P., White W.B. // Advances in Ceramics. V.8. Proc. the 2-nd Int. Symp. on Ceramics in Nucl. Waste Manag. Apr.24-27, 1983. P. 368-376.

108. Мастрюков Б. С. Расчёты металлургических печей. М.: «Металлургия», 1986, т.2. 376 с.

109. Полиминеральная матрица высокоактивных отходов / С.В. Стефанов-ский, С.В. Юдинцев, Б.С. Никонов, Б.И. Омельяненко, Р.А. Дэй, Е.Р. Вэнс // ДАН. 1998. Т. 360, №1. С. 96-99.

110. Lashtchenova T.N., Stefanovsky S.V. Immobilization of Incinerator Ash in a Synroc-Type Form // IT-3 Conf. on Incineration & Thermal Treatment Technologies, Orlando, 1999. CD Rom. Rep. 5-4.

111. Бокий Г.Б. // Кристаллохимия. M .: Изд-во МГУ, 1961. 357 с.