Сложные оксиды структурных типов пирохлора, граната и муратаита - матрицы для иммобилизации актинидных отходов ядерной энергетики тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 25.00.05, доктор геолого-минералогических наук Юдинцев, Сергей Владимирович

• Юдинцев, Сергей Владимирович
• доктор геолого-минералогических наук
• 2009

Оглавление диссертации доктор геолого-минералогических наук Юдинцев, Сергей Владимирович

Обозначения и сокращения

Введение

ГЛАВА 1. Аналитический обзор

1.1. Основные радиоизотопы ядерного топливного цикла

1.2. Типы высокорадиоактивных отходов (ВАО)

1.3. Матрица как ключевой элемент мультибарьерной защиты от В АО

1.3.1. Стеклообразные матрицы В АО

1.3.2. Стеклокристаллические матрицы

1.3.3. Кристаллические матрицы В АО

1.3.4. Матрицы для отходов пирохимической переработки ОЯТ

1.4. Природные аналоги кристаллических матриц актинидов

1.5. Методы изучения свойств консервирующих матриц

1.6. Методика экспериментов по синтезу и изучению образцов

ГЛАВА 2. Структурно-химический подход к выбору матриц актинидных ВАО

2.1. Матрицы актинидов с пирохлоровой решеткой

2.2. Матрицы на основе фаз с гранатовой решеткой

ГЛАВА 3. Пирохлоровые матрицы актинидов и РЗЭ-актинидной фракции

3.1. Искусственные пирохлоры - матрицы актинидных отходов

3.2. Коррозия пирохлоровых матриц в растворах

3.3. Устойчивость структуры пирохлора при облучении

3.4. Аморфизация пирохлора при распаде актинидов

3.5. Влияние аморфизации на коррозию пирохлора в растворе

ГЛАВА 4. Гранатовые матрицы актинидных отходов сложного состава

4.1. Природные гранаты

4.2. Изоморфные обмены в структуре искусственного граната

4.3. Структурные особенности ферригранатов с актинидами и РЗЭ

4.4. Влияние состава гранатов на их емкость в отношении актинидов и РЗЭ

4.5. Особенности строения матриц с трансурановыми актинидами (Np, Pu)

4.6. Матрицы на основе ферриграната с высоким содержанием лантанидов

4.7. Матрицы на основе ферриграната с продуктами коррозии

4.8. Матрицы для отходов от конверсии плутония

4.9. Поведение матриц на основе граната в водных растворах

4.10. Радиационная устойчивость ферригранатовых матриц

4.11. Влияние аморфизации на коррозионную устойчивость матриц

4.12. Гранат - как матрица для трансмутации актинидов (241Аш)

ГЛАВА 5. Матрицы актинидных отходов на основе фаз муратаитового типа

5.1. Кристаллохимические особенности муратаита

5.2. Муратаитовые матрицы с актинидами и редкими землями

5.3. Коррозия муратаитовых матриц в водных растворах

5.4. Радиационная устойчивость муратаита

5.5. Влияние аморфизации на растворимость матриц на основе муратаита

ГЛАВА 6. Методы изготовления кристаллических матриц актинидов

6.1. Способы получения консервирующих матриц

6.2. Матрицы, изготовленные холодным прессованием - спеканием

6.3. Синтез матриц плавлением - кристаллизацией

6.4. Самораспространяющийся высокотемпературный синтез матриц

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Сложные оксиды структурных типов пирохлора, граната и муратаита - матрицы для иммобилизации актинидных отходов ядерной энергетики»

Актуальность исследования

Атомные электростанции производят существенную часть электроэнергии в развитых странах, по данным на 2007 год: 16% в Канаде, 20% в Великобритании, 23% в Германии, 34% в Японии, 39% в Южной Корее, 50% в Швеции, 77% во Франции, при среднем по Евросоюзу в 23% [1]. Близкую долю в энергобалансе они имеют в США (104 реактора вырабатывают 19% всей электроэнергии) и России (31 реактор, 16%). С деятельностью предприятий ядерной энергетики связано образование радиоактивных отходов (РАО), представляющих экологическую опасность. По объему среди них преобладают низко- (НАО) и среднеактивные (САО) отходы, которые отвер-ждают биту мир ованием или цементированием. Более сложной является проблема обращения с жидкими высокоактивными отходами (ВАО) с активностью выше 1 Кюри на литр (1 Ки = 3,7хЮ10 Беккерелей, 1 Бк = распад в секунду). Они в большом количестве образуются при переработке облученного ядерного топлива (до 45 м3 на тонну ОЯТ). Эти ВАО имеют очень сложный химический и радиоизотопный состав, зависящий от типа реактора, времени предварительной выдержки ОЯТ, технологии его переработки и др. В них содержатся элементы топлива (изотопы U), трансурановые актиниды, продукты деления, компоненты оболочек топливных сборок, реагенты для выделения плутония и урана и др. Еще один их источник - наработка делящихся материалов военного назначения (U-235, Ри-239).

Значение атомной энергетики в РФ возрастет после реализации «Федеральной целевой программы развития атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года», утвержденной постановлением Правительства РФ №605 от 06.10.2006. Ее результатом должно стать строительство к 2015 году 10 новых энергоблоков мощностью 11 ГВт, благодаря чему суммарная установленная мощность АЭС в России составит 33 ГВт, а доля атомной энергии в общем производстве электроэнергии увеличится до 22%.

Для более полного использования потенциала ядерного топлива предполагается осуществлять его переработку с выделением актинидов для повторного использования в реакторах на медленных и быстрых нейтронах. Это приведет к интенсивному накоплению жидких ВАО, которые должны включаться в устойчивые матрицы. Современные технологии позволяют выделять из ВАО продукты деления (Cs, Sr, Тс), актиниды (U, Np, Pu, Am, Cm) и РЗЭ. Актиниды относятся к числу наиболее опасных побочных продуктов ядерного цикла из-за высокой токсичности и больших периодов полураспада ряда элементов. Актуальна проблема обращения и с другими актинидными отходами - от конверсии плутония в U-Pu топливо, отходами от пирохимиче-ской переработки ОЯТ. Модернизация уже имеющихся способов и разработка новых приемов переработки ОЯТ будут приводить к расширению круга высокоактивных отходов, которые подлежат иммобилизации в высокоустойчивые консервирующие матрицы, способные надежно изолировать их от биосферы.

В России отходы от переработки ОЯТ гражданских АЭС и прежней оборонной деятельности хранятся на ПО «Маяк» (Челябинская область) и Красноярском горнохимическом комбинате. Некоторые из емкостей с ВАО уже исчерпали свой ресурс. Их разгерметизация создает угрозу радиационного загрязнения. Наиболее экологически безопасным и экономичным способом утилизации этих отходов является включение в твердые матрицы и размещение в глубоких геологических хранилищах. Для иммобилизации жидких ВАО от текущей переработки ОЯТ и ранее накопленных отходов на заводе РТ-1 «ПО Маяк» применяют алюмофосфатное стекло, в других странах используют боросиликатные стекломатрицы. При взаимодействии таких стекол с водами образуются коллоиды, способные разносить долгоживущие радионуклиды на большие растояния. Эти матрицы обладают высокой способностью к кристаллизации, что ведет к увеличению их растворимости в подземных водах. Стекла мало пригодны для иммобилизации актинидов и продуктов деления с большими периодами полураспада (тысячи лет и выше). Поиск устойчивых матриц для таких ВАО является важной научной и практической задачей.

Разработка эффективных способов удаления актинидных ВАО из биосферы путем их включения в устойчивые материалы является одним из условий безопасного развития ядерной энергетики. В диссертации на основе результатов собственных исследований автора, а также уже известных данных предлагаются способы ее решения. Главное внимание уделено выбору матриц для иммобилизации актинидов, изучению их свойств и поиску эффективных методов изготовления.

Цель и задачи исследования

Цель работы - выбор матриц для иммобилизации актинидсодержащих отходов, как имеющихся, так и новых типов, которые появятся в связи с усовершенствованием способов переработки ОЯТ. Основное внимание уделялось;следующим задачам:

• разработка критериев выбора матриц на основе требований к их свойствам

• синтез образцов и их исследование различными методами

• исследование фазового строения матриц отходов, а также распределения элементов отходов между сосуществующими фазами

• выявление фаз, изоморфноемких в отношении актинидов и других компонентов отходов (РЗЭ, Zr)

• определение структурных характеристик фаз радионуклидов - их симметрии и параметров кристаллической решетки, валентности и координации катионов

• влияние валового состава матричных фаз на их емкость в отношении актинидов

• изучение радиационной устойчивости структуры фаз (аморфизации) при облучении ионами и в результате распада изоморфной примеси короткоживущих актинидов

• исследование поведения матриц при воздействии нагретых растворов, в том числе после аморфизации их структуры в результате радиоактивного распада

• оценка долговременной устойчивости матриц актинидных ВАО

• изучение особенностей фазообразования при синтезе матриц и анализ влияния условий их изготовления на строение материалов

• сопоставление свойств образцов, полученных разными методами, для выбора эффективных технологий изготовления матриц актинидных отходов

Научная новизна

Сформулированы критерии отбора фаз, пригодных для иммобилизации актинидных отходов; синтезированы новые матрицы на основе сложных оксидов со структурой пирохлора, муратаита и граната и изучены их изоляционные свойства, в том числе: структура и состав фаз, их емкость в отношении актинидов и других элементов ВАО, радиационная стабильность и коррозионная устойчивость в растворе; исследовано влияние условий синтеза на строение матриц; определены оптимальные режимы их изготовления. Полученные результаты являются основой для принятия практических решений в области безопасного обращения с актинидсодержащими отходами, образующимися в ядерном топливном цикле.

Защищаемые положения:

1. Выбор матриц для иммобилизации актинидсодержащих высокоактивных отходов (ВАО) проводится с учетом структурных особенностей фаз радионуклидов и данных о составе отходов. Потенциальными матрицами актинидных ВАО являются фазы, в структуре которых имеется несколько позиций для вхождения катионов различного заряда и размера. Перспективны для этого сложные оксиды с кубической структурой пирохлора и граната, каркасы которых состоят из катион-кислородных полиэдров, а в полостях размещаются крупные катионы актинидов (An) и редких земель (РЗЭ).

2. Для иммобилизации актинидов и РЗЭ-актинидной фракции ВАО наиболее пригодны оксиды с пирохлоровой структурой (пр. гр. Fd3m, Z = 8): [81А2[6]В207.х, где катионы Са, РЗЭ и An; а

6]В Ti, Sn, Hf и Zr. От титанатов к цирконатам и гафнатам возрастает химическая и радиационная устойчивость, но увеличиваются длительность и температура их твердофазного синтеза. Баланс изоляционных свойств матриц ВАО и параметров их изготовления достигается у фаз с соотношением Ti : (Zr, Hf, Sn), близким к 1. Помимо актинидов и РЗЭ в эти матрицы могут быть включены долгожи-вущие продукты деления - 93Zr, 126Sn и, вероятно, 99Тс в виде Тс4+, близкого по размерам к (Ti, Mo, Hf, Zr)4+.

3. В матрицы на основе ферритных фаз со структурой граната (пр. гр. Ia3d, Z = 8) стехиометрии [8]A3[61B2[41Fe3012, где [8]А - Са2+, РЗЭ3+/4+ и An3+/4+; а [б]В - Fe3+ и Zr4+ входит большое количество ВАО сложного состава: до 30 мас.% актинидов, продукты их деления (РЗЭ, Zr, Sn) и примеси (Na, Al, Ga, Si). Такие матрицы обладают низкой растворимостью в близнейтральных водах, наиболее вероятных для подземных хранилищ ВАО. Аморфизация структуры в результате распада актинидов оказывает слабое влияние на выщелачивание элементов и изоляционные свойства ферриграната.

4. Для иммобилизации актинидов, РЗЭ-актинидной фракции, Am-Ga/Al отходов от перевода плутония в МОКС топливо, других ВАО с высоким содержанием актинидов и продуктов коррозии предложены матрицы на основе муратаита. Среди них имеются разновидности с трех- (как у природного минерала, или ЗС), а также пяти-, семи- и восьмикратной (5С, 1С, 8С) повторяемостью периодов решетки по отношению к базовой ячейке флюоритового типа. Оптимальные матрицы характеризуются составом, мас.%: 55-60 ТЮ2, 8-10 МпО, 8-10 СаО, 4-5 А1203, 4-5 Fe203, 5-8 Zr02, 8-10 ВАО (ВАО - оксиды актинидов и смеси, отвечающие актинидной и РЗЭ-актинидной фракциям). Образцы, изготовленные плавлением, состоят из зональных зерен с разновидностью муратаит 5С (7С) в центре, промежуточной 8С и краевой ЗС зонами. В ряду 5С (7С) -8С - ЗС содержания актинидов и РЗЭ снижаются в 3 - 5 раз, а количества Al, Fe и Ti возрастают на 3 - 12 мас.%. Это способствует уменьшению скорости выщелачивания актинидов из матриц при их взаимодействии с раствором.

5. Практическое применение матриц для иммобилизации актинидных отходов зависит от эффективности их изготовления. Для ферритных гранатов и титанатов со структурой пирохлора или муратаита оптимален метод холодного прессования - спекания. Для получения устойчивых к выщелачиванию муратаитовых матриц с зональным строением зерен эффективно индукционное плавление в холодном тигле. Для изготовления цирконатного пирохлора и алюминатного граната используется самораспространяющийся высокотемпературный синтез. Экономический эффект от применения предлагаемых нами матриц заключается в том, что дорогостоящие их компоненты (Zr, РЗЭ) присутствуют в составе самих ВАО, а высокие изоляционные свойства матриц позволяют снизить затраты на изготовление других барьеров хранилищ отходов (контейнер и бентонитовый буфер) без ущерба для экологии.

Практическое значение

Предложены новые матрицы актинидсодержащих отходов, состоящие из оксидов со структурой пирохлора, муратаита или граната. В отличие от уже известных матриц, они включают, кроме актинидов, ряд других компонентов ВАО - продукты деления, некоторые коррозионные и примесные элементы. По прочности фиксации радионуклидов при воздействии нагретых растворов эти матрицы не уступают или превосходят уже известные материалы. Обоснована возможность их получения плавлением, в том числе в тигле индукционного нагрева, холодным прессованием - спеканием, а также самораспространяющимся высокотемпературным синтезом. Практическая ценность предлагаемых решений состоит в выборе экономичных режимов синтеза матриц, а также в том, что дорогостоящие компоненты матриц (редкие земли, цирконий) находятся в самих отходах. Высокие изоляционные свойства матриц позволяют удешевить геологическое захоронение ВАО за счет снижения требований к другим инженерным барьерам хранилищ - металлическому контейнеру и сорбционному буферу.

Диссертант является соавтором четырех патентов на способы иммобилизации высокоактивных отходов. Направленность проведенных исследований отвечает задачам «Федеральной целевой программы развития атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года».

Фактический материал и личный вклад соискателя

В основе диссертации лежат результаты 15-летнего изучения консервирующих матриц для иммобилизации высокорадиоактивных отходов. За это время были исследованы сотни образцов, синтезированные в различных организациях России и зарубежных центрах. Изучены их фазовый состав и распределение элементов между фазами, поведение при облучении и воздействии растворов. Проанализированы сотни рентгенограмм искусственных проб и природных минералов, обработаны данные по нескольким тысячам анализов их составов.

С участием диссертанта впервые в России были синтезированы и детально исследованы полифазные матрицы типа Синрок, керамики на основе цирконолита, пи-рохлора, муратаита и граната, проанализированы общие вопросы минералогии и геохимии матриц ВАО. Для выбора оптимальных приемов их промышленного изготовления рассмотрены процессы фазообразования при синтезе матриц, проведено изучение свойств образцов, полученных разными способами. Во всех исследованиях диссертант являлся основным исполнителем работ или руководителем. Диссертация выполнена в Лаборатории радиогеологии и радиогеоэкологии ИГЕМ РАН. Образцы изготавливались в МосНПО «Радон», РХТУ им. Д.И. Менделеева, Институте неорганических материалов, Физико-энергетическом институте, ГЕОХИ РАН, Радиевом Институте, Корейском институте геологических наук. Выщелачивание керамик выполняли в ИГЕМ РАН, Мое НПО «Радон», ГЕОХИ РАН и Радиевом Институте. Облучение образцов ионами осуществлялось в Аргонской национальной лаборатории и Мичиганском университете (США), опыты по аморфизации матриц при распаде корот-коживущих альфа излучателей проведены в НИИАР.

Публикации и апробация результатов

Результаты исследований и основные положения диссертации изложены в главах трех монографий и публикациях в отечественных и зарубежных журналах, из которых около 70 статей - в журналах из списка ВАК РФ и более 60 статей - в трудах совещаний. Полученные данные докладывались на конференциях по восстановлению окружающей среды (Прага, 1993; Берлин, 1995; Сингапур, 1997; Брюгге, 2001, 2007; Кембридж, 2003), симпозиумах по обращению с радиоактивными отходами (Киото, * 1994; Бостон, 1995, 1996, 1998, 1999, 2001, 2002, 2005, 2006; Сиэтл, 1996; Давос, 1997; Колорадо, 1998; Сидней, 2000; Кальмар, 2003; Сан-Франциско, 2004 Туссон, 1998

2006; Мемфис 2007); Гольдшмидтовских конференциях по геохимии (Гейдельберг, 1996; Давос, 2002; Кельн, 2007); конференциях по химии и миграции актинидов (Ба-ден-Баден, 1997; Прага, 2003; Генджу, 2003; Гейдельберг, 2004; Баден, 2005; Сесим-бра, 2007; Мюнхен, 2007, Перчах, 2008); встречах экспертов по миграции актинидов (Москва, 2000, 2003; Вашингтон, 2006; Монтерей, 2007), семинарах по проблеме обращения с плутонием (Санкт-Петербург, 1999, 2000, 2002; Париж, 2003) и многих других совещаниях.

Структура работы

Диссертационная работа общим объемом 283 стр., 105 табл., 93 рис. и списка цитируемой литературы, включающего 345 наименований, состоит из введения, главы аналитического обзора, пяти глав с результатами исследований и заключения. В главе №1 суммированы сведения о количестве и составах высокоактивных отходов, охарактеризована роль матрицы как главного элемента "мультибарьерной" защиты хранилищ ВАО, определены задачи работы и перечислены использованные методы. В главе №2 на примере оксидов со структурой пирохлора и граната сформулированы критерии отбора фаз оптимального состава. Результаты изучения фаз с пирохлоровой структурой рассмотрены в третьей главе. В главе №4 суммированы данные изучения ферритных матриц со структурой граната. В пятой главе проанализированы свойства матриц на основе муратаита. В шестой главе охарактеризованы свойства образцов, полученных разными способами, для определения наиболее эффективных приемов их изготовления. В заключении сформулированы основные выводы работы.

Заключение диссертации по теме «Минералогия, кристаллография», Юдинцев, Сергей Владимирович

ЗАКЛЮЧЕНИЕ И ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

Растущие энергетические потребности индустриальных стран, включая Россию, требуют ускоренного развития ядерного топливно-энергетического комплекса. В целях более полного использования энергетического ресурса, заключенного в ОЯТ, его предлагается перерабатывать для выделения и повторного использования делящихся изотопов. Этот процесс сопровождается накоплением опасных радиоактивных отходов, в том числе высокого уровня активности, ВАО. Для оптимизации обращения с ВАО их разделяют на группы (фракции) относительно короткоживущих (Т1/2 = 30 лет и менее, основные изотопы 90Sr, 137Cs) и долгоживущих радионуклидов. К последним относятся актиниды с периодом полураспада в тысячи - миллионы лет (наиболее опасные: Np; Pu; 241'243Аш), а также некоторые продукты деления (93Zr; 99Тс; I26Sn; 129I; 135Cs и др.). Для фракций ВАО требуются разные матрицы, способные обеспечить надежную их фиксацию в течение всего срока потенциальной опасности. Cs-Sr фракция может включаться в стекла и, после выдержки для снижения тепловыделения, размещаться в малопроницаемых толщах (глинах, солях). Актиниды и долгоживущие продукты деления необходимо включать в устойчивые кристаллические матрицы для их изоляции на многие тысячи лет. Такие матрицы должны обладать высокой емкостью в отношении актинидов и других элементов отходов (РЗЭ, продукты коррозии); быть устойчивыми в растворах; сохранять свои изоляционные свойства после аморфизации структуры из-за распада актинидов. Наибольший интерес представляют универсальные фазы, которые включают различные элементы и, следовательно, пригодны для иммобилизации отходов разного состава. С точки зрения кристалло-химических свойств оптимальными являются такие фазы, в решетку которых изоморфно входят катионы разного размера и заряда. Для иммобилизации ВАО нами предложены матрицы на основе фаз со структурой пирохлора, граната и муратаита. Наличие двух (пирохлор) или трех (гранат и муратаит) катион-ных позиций обеспечивает вхождение многих элементов, в том числе актинидов, РЗЭ, продуктов деления (Zr, Тс, Sn) и коррозии (Al, Fe, Ga, Si). Для доказательства возможности их использования в качестве матриц ВАО проведено экспериментальное изучение образцов, сложенных этими фазами. Основное внимание уделяли изучению изоморфизма актинидов и РЗЭ в искусственных пирохлорах, гранатах и муратаитах, влиянию состава на «растворимость» элементов в структуре фаз. Для определения устойчивости матриц изучалось их поведение в растворах, а также изменение свойств при воздействии радиации. С целью определения оптимальных режимов получения матриц отходов в промышленных условиях проанализированы особенности строения образцов, синтезированных разными методами.

Список литературы диссертационного исследования доктор геолого-минералогических наук Юдинцев, Сергей Владимирович, 2009 год

1. Nuclear power in 2007. Nuclear Energy Agency Annual Report. Paris: OECD Publications, 2008.-48 p.

2. Вредные химические вещества. Радиоактивные вещества. Справочник под ред. JI.A. Ильина и В.А. Филова. Ленинград: Химия, 1990. 463 с.

3. Flowers R.H., Roberts L.E.J., Tymons F.R.S., Tymons B.J. Characteristics and quantities of radioactive wastes//Phil. Trans. Royal Soc. London. 1986.-V. 319. - P. 5-16.

4. Accelerator-driven Systems (ADS) and Fast Reactors (FR) in Advanced Nuclear Fuel Cycles. A Comparative Study. Paris, France: NEA OECD, 2002. 350 p.

5. Хренников И. Солнце и ветер // SmartMoney. Аналитический деловой еженедельник. -2008.-№ 19.-С. 62-63.

6. Копырин А.А., Карелин А.И., Карелин В.А. Технология производства и радиохимической переработки ядерного топлива. М.: Атомэнергоиздат, 2006. 576 с.

7. Глаголенко Ю.В., Ровный С.И., Медведев Г.М., Полуэктов П.П. Разработка технологической схемы обращения с жидкими радиоактивными отходами ПО «Маяк» // Вопросы радиационной безопасности. 2003. - № 1. - С. 5-13.

8. Borisov G.B., Demine A.V., Mansourov О.А. Options for immobilizing Pu-containing sludge at. PA "Mayak" // Immobilization of Excess Weapons Plutonium in Russia: A Review of LLNL Contract Work. LLNL. UCRL-ID-143846. 2001. - P.103-108.

9. Rovny S.I., Arsent'eva N.V., Emel'yanov N.M. Decontamination of liquid radioactive waste storage tanks // Immobilization of Excess Weapons Plutonium in Russia: A Review of LLNL Contract Work. LLNL. UCRL-ID-143846. 2001. - P. 91-94.

10. Radioactive waste forms for the future. Eds. W. Lutz, R. Ewing. NY.: Elsev. Sci. Publ., 1988. -778 p.

11. Rykken L.E., Wiedemann L., Kardos Z.L. Characterization of High-Level waste supernatant of West Valley // Advances in Ceramics. 1984. - V. 8. - P. 111-123.

12. Глаголенко Ю.В., Дзекун Е.Г., Ровный С.И. и др. Переработка отработанного ядерного топлива на комплексе РТ-1: история, проблемы, перспективы // Вопросы радиационной безопасности. 1997. - № 2. - С. 3-12.

13. Солонин М.И. Проблемы обращения с отработанным ядерным топливом и выбором мест для его хранилищ // Материалы Международного семинара, Москва, 14-15 мая 2003. Изд-во: Национальные Академии США, 2005. С. 33-44.

14. Мясоедов Б.Ф. Химическая переработка высокоактивных отходов с целью захоронения // Материалы семинара «Международное хранилище облученного ядерного топлива», Москва, 14-15 мая 2003. Изд-во: Национальные Академии США, 2005. С. 248-258.

15. Demine A.V., Krylova N.V., Poluektov P.P. et al. High level liquid waste solidification using a "cold" crucible induction melter // MRS Symp. Proc. V.663. Warrendale, PA: MRS, 2001. P. 2733.

16. Romanovsky V.N., Babain V.A., Shadrin A.Yu., et al. Modification of extraction system as applied to TRUEX-process // Proc. Int. Conf. Rad. Wastes Manag. Env. Rem. (ICEM '95). NY: ASME, 1995.-P. 431-432.

17. Actinide and fission product partitioning and transmutation // Proc. V-th Intern, information exchange meeting. Paris: Nuclear Energy Agency, 1999. EUR 18898 EN. 543 p.

18. Actinide and fission product partitioning and transmutation. Sixth Information Exchange Meeting. Madrid. Spain. 11-13 December 2000. Paris, France: NEA OECD, 2001. 126 p.

19. Куляко Ю.М. Выделение, разделение и определение актинидов: новые подходы и методы. Автореф. дис. доктора хим. наук. М.: ГЕОХИ. 2006. - 48 с.

20. Vandergrift G.F., Regalbuto М.С., Aase B.S. et al. Lab-scale demonstration of the UREX-process // Proc. Waste Management 2004 Conf. Tucson, AZ. 2004. CD-version. Paper 4323.

21. Мтингва С. Возможности осуществления преобразований радиоактивных элементов // Материалы семинара «Международное хранилище облученного ядерного топлива», Москва, 14-15 мая 2003. Изд-во: Национальные Академии США, 2005. С. 45-72.

22. Technology and applied R&D needs for advanced nuclear energy systems. Office of Basic Energy Science. U.S. Department of Energy. Washington, D.C. 2006. 64 p.

23. Ядерная энциклопедия. М.: Благотворительный фонд Ярошинской. 1996. 656 с.

24. Ebbinghaus В., VanKonynenburg R., Ryerson F. et al. Ceramic formulation for immobilization of Plutonium // Proc. of the Waste Management '98. Tucson, AZ. 1998. CD-version. Paper 65-04.

25. Stewart M.W.A., Begg B.D., Vance E.R. et al. The replacement of titanium by zirconium in ceramics for plutonium immobilization // MRS Symp. Proc. V. 713. Warrendale, PA: MRS, — 2002. P. 311-318.

26. Лаверов Н.П., Величкин В.И., Омельяненко Б.И., Юдинцев С.В., Петров В.А., Бычков А.В. Изоляция отработавших ядерных материалов: геолого-геохимические основы. Ml: ИГЕМ РАН, 2008.-280 с.

27. Brookins D.G. Geochemical aspects of radioactive waste disposal. NY: Springer-Verlag, 1984. -347 p.

28. Chapman'N.A., McKinley I.G. The geological disposal of nuclear waste. Chichester: Willey and Son, 1988.-523 p.

29. Krauskopf K.B. Geology of high-level nuclear waste disposal // Annual Review on Earth and Planetary Science. 1988. -V. 16. - P. 173-200.

30. Sombret C.G. Waste forms for conditioning high level radioactive solutions // The Geological Disposal of High Level Wastes. Athens: Theoph. Public, 1987. P. 69-160.

31. Глаголенко.Ю.В.' Обращение с высокоактивными отходами на ФГУП «ПО Маяк»: планг создания', подземной * лаборатории // Материалы Международного семинара, Москва, 14-15 мая 2003. Изд-во: Национальные Академии США, 2005. С. 248-258.

32. Ewing R.C. Nuclear waste forms for actinides // Proceedings of National. Academy of Science USA. 1999. - V. 96. - P. 3432-3439.

33. Стефановский C.B., Куляко Ю.М., Юдинцев С.В. и др. Керамика для иммобилизации актиноидных отходов // Вопросы радиационной безопасности. 2002. — № 1. - С. 15-27.

34. Hench L.L., Clark D.E., Campbell J. High level waste immobilization forms // Nuclear and Chemical Waste Management. 1984. - V. 5. - P. 149-173.

35. Stefanovsky S.V., Yudintsev S.V., Giere R., Lumpkin G.R. Nuclear Waste Forms // Energy, Waste, and the Environment: A Geochemical Perspective. R. Giere & P. Stille (eds.). Geological Society. London. Special Publications, N 236. 2004. P. 37-63.

36. Yudintsev S.V., Stefanovsky S.V., Ewing R.C. Actinide host phases as radioactive waste forms // In "Structural Chemistry of Inorganic Actinide Compounds", eds: S. Krivovichev, P. Burns, and I. Tananaev). Elsevier B.V., 2007. P. 453-490.

37. Фосфатные стекла с радиоактивными отходами. Под ред. А.А. Ватмана и А.С. Полякова. М.: ЦНИИатоминформ, 1997. 172 с.

38. Fujihara H., Murase Т., Nishi Т. et al. Low-temperature vitrification of radioiodine using Agl-Ag20-P205 glass system // MRS Symp. Proc. V. 556. Warrendale, PA: MRS, 1999. P. 375-382.

39. Матюнин Ю.И. Локализация компонентов жидких высокоактивных отходов (РЗЭ, U и Pu)i *в фосфатных и боросиликатных стеклоподобных материалах: Дис. . кандидата хим.' наук М.: ВНИИНМ, 2000: 153 с.

40. Демин А.В. Иммобилизация компонентов^ жидких высокоактивных отходов'(Ru, Rh, Pd и-Ag) в фосфатных и боросиликатных стеклах: Дис. . кандидата хим. наук. М., 2003. — 142 с.

41. Kushnikov V.V., Matyunin Yu.I., Smelova T.V., Demin A.V. Use of induction melter with a cold crucible (CCIM) for HLW and Plutonium immobilization // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P. 55-64.

42. Медведев Г.М. На ПО «Маяк» возобновилось остекловывание отходов // Вопросы радиационной безопасности. 2001. - № 4. - С. 74.

43. Балукова В.Д., Савушкина М.К. Оценка процессов выщелачивания отвержденных РАО в присутствии воды и барьерных материалов // Атомная энергия. 1987. - Т. 63. - Вып.4. - С. 277-279.

44. Крылова Н.В., Соломатина Р.Н., Шаврук В.В., Юзвикова М.А. Исследование возможного выщелачивания компонентов из фосфатных стекол в пластовую воду гранитных формаций // Атомная энергия. 1990. - Т. 69. - Вып. 5. - С. 303-306.

45. Котова Н.П. Термодинамическое и экспериментальное исследование устойчивости Na-алюмо-фосфатного стекла в связи с проблемой глубинного захоронения радиоактивных отходов: Автореф. дис. . кандидата хим. наук. М.: ГЕОХИ, 2001. 21 с.

46. Зотов А.В., Левин К.А., Омельяненко Б.И. и др. Взаимодействие алюмофосфатного стекла с водой при повышенных температурах // Геохимия. 1996. — № 9. - С. 891-904.

47. Лаверов Н.П., Омельяненко Б.И., Юдинцев С.В., Никонов Б.И., Соболев И.А., Стефановский С.В. Минералогия и геохимия консервирующих матриц высокоактивных отходов // Геология рудных месторождений. 1997. - Т. 39. - № 3. - С. 211-228.

48. Иванов И.П., Котова Н.П., Плясунов А.В. Исследование фазовых равновесий субсолидуса в системе (Na,Cs)20-Sr0-Al203-P20s в связи с проблемами остеклования и глубинного захоронения радиоактивных отходов // Геохимия. 1994. -N 10. - С. 1424-1436.

49. Marasinghe G.K., Karabulut М., Ray C.S. et al. Properties and structure of vitrified iron phosphate nuclear wasteforms // J. Non-Crystalline Solids. 2000. - V. 263-264. - P. 146-154.

50. Mogus-Milankovic A., Furic K., Day D.E. Electrical conductivity and structural properties of cesium iron phosphate glasses: A potential host for vitrifying nuclear waste // MRS Symp. Proc. V. 663. Warrendale, PA: MRS. 2001. Paper 3.1. CD-version.

51. Aloy A.S., Soshnikov R.A., Trofimenko A.V. et al. Iron-phosphate glass (IPG) waste forms produced using induction melter with cold crucible // MRS Symp. Proc. V. 807. Warrendale, PA: MRS, 2004.-P. 187-192.

52. ГОСТ P 50926-96. Отходы высокоактивные отвержденные. Общие технические требования. Издательство стандартов. М, 1996. 5 с.

53. ГОСТ Р 52126-2003. Отходы радиоактивные. Определение химической устойчивости от-вержденных высокоактивных отходов методом длительного выщелачивания. М: Издательство стандартов, 2003. 6 с.

54. Chamberlain D.B., Hanchar J.M., Emery J.W. et al. Development and testing of a glass waste form for the immobilization of plutonium // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. -P. 1229-1236.

55. Vinjamuri K., Scholes B.A., Wood S.T. et al. Glassform-version 1: A spreadsheet or an algorithm for generating preliminary glass formulations for waste streams // MRS Symp. Proc. V. 556. Warrendale, PA: MRS, 1999. P. 391-398.

56. Marples J.A.C. Vitrification of plutonium for disposal // Disposal of Weapon Plutonium. Eds.: E.R. Merz and C.E. Walter. Neth.: Kluwer Acad. Publ., 1996. P. 179-195.

57. Grambow В., Loida A., Kahl L., Lutze W. Behavior of Np, Pu, Am, Tc upon glass corrosion in a concentrated Mg(Ca)Cl2 solution // MRS Symp. Proc. V.353. Pittsburgh, PA: MRS, 1995. P. 3946.

58. Gin S., Frugier P. SON68 glass dissolution kinetics at high reaction progress: experimental evidence of the residual rate // MRS Symp. Proc. V.757. Warrendale, PA: MRS, 2003. CD version. Paper 5.9.

59. Abdelouas A., Crovsier J.L., Lutze W. et al. Stucture and chemical properties of surface layers developed on R7T7 simulated nuclear waste glass altered in brine at 190 °C // European Journal of Mineralogy. 1995. -V. 7. - P. 1101-1113.

60. Aertsens M., Lemmens K., Van Iseghem P. Fitting element profiles for predicting glass dissolution rates in synthetic interstitial clay water // MRS Symp. Proc. V.757. Warrendale, PA: MRS, 2003. CD-version. Paper 5.8.

61. Glass as a waste form and vitrification technology: Summary of an International workshop. Washington, DC: National Academy Press., 1996. 110 p.

62. Gin S. Protective effect of the alteration gel: a key mechanism in the long-term behavior of nuclear waste glass // MRS Symp. Proc. V.663. Warrendale, PA: MRS, 2001. CD. Paper 3.7.

63. Fortner J.A., Wolf S.F., Buck E.C. et al. Solution-borne colloids from drip tests using actinide-doped and fully-radioactive waste glasses // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. -P. 165-172.

64. Inagaki Y., Sakai A., Furuya H. et al. Effects of redox conditions of water on Pu and Cm leaching from waste glass // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P. 213-220.

65. Ewing R.C., Weber W.J., Clinard Jr. et al. Radiation effects in nuclear waste forms for high-level radioactive waste // Progress in Nuclear Energy. 1995. - V. 29. - N 2. - P. 63-127.

66. Buck E.C., Smith K.L., Blackford M.G. The behavior of silicon and boron in the surface of corroded nuclear waste glasses: an EFTEM study // MRS Symp. Proc. V. 608. Warrendale, PA: MRS, 2000. P. 727-732.

67. Weber W.J. The effect of radiation on nuclear waste forms // Journal of Metals. 1991. — V. 43. - N7.-P. 35-38.

68. Weber W.J., Ewing R.C., Angell C.A. et al. Radiation effects in glasses used for immobilization of high-level waste and plutonium disposition // Journal of Materials Research. 1997. - V. 12. -N8.- P. 1946-1978.

69. Matzke Hj., van Geel J. Incorporation of Pu and other actinides in borosilicate glass and in waste ceramics // Disposal of weapon plutonium. Netherl.: Kluw. Ac. Publ., 1996. P. 93-105.

70. Weber W.J., Icenhower J.P., Hess N.J. Self-radiation effects in plutonium-bearing glasses // Plutonium Futures. NY.: AIP Conference Proceedings, 2003. V. 673. - P. 57-58.

71. Peuget S., Jegou C., Broudic V. et al. Effect of alpha decay on nuclear borosilicate glass properties // MRS Symp. Proc. V. 824. Warrendale, PA: MRS, 2004. P. 315-320.

72. Rose P.B., Ojovan M.I., Hyatt N.C. Lee W.E. Crystallisation within simulated high level waste borosilicate glass // MRS Symp. Proc. Y. 824. Warrendale, PA: MRS, 2004. CD. Paper 5.6.

73. Vienna J.D., Hrma P., Smith D. Isothermal crystallization kinetics in simulated high-level nuclear waste glass // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P. 17-24.

74. Cheron P., Chevalier Ph., Do Quang R. et al. Examination and testing of an active glass sample produced by COGEMA // MRS Symp. Proc. V. 353. Pt. 1. Pittsburgh, PA: MRS, 1995. P. 56-62.

75. Ringwood A.E. Disposal of high-level nuclear wastes: a geological perspective // Mineralogical Magazine. 1985. -V. 49. - Pt. 2. - P. 159-176.

76. Kawamura K., Ohuchi J. Characterization of highly waste loaded glass for HLW // MRS Symp. Proc. V. 353. Pt. 1. Pittsburgh, PA: MRS, 1995. P. 87-93.

77. Wicks G.G. US field testing programs and results // Journal of Nuclear Materials. — 2001. N 298. -P.78-85.

78. Valcke E., Smets S., Labat S. et al. CORALUS: An integrated in situ corrosion test on a-acive HLW glass // MRS Symp. Proc. V.932. Warrendale, PA: MRS, 2006. P. 67-78.

79. Соболев И.А., Ожован М.И., Щербатова Т.Д., Батюхнова О.Г. Стекла для радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1999. 238 с.

80. Ojovan M.I., Ojovan N.V., Startceva I.V. et al. Waste glass behavior in loamy soil of a wet repository site //Journal of Nuclear Materials. 2001. -N. 298. - P. 174-179.

81. Bates J.K., Ellison A.J.G., Emery J.W., Hoh J.C. Glass as a waste form for the immobilization of plutonium // MRS Symp. Proc. V. 412. Pittsburgh, PA: MRS, 1996. P. 57-64.

82. Matyunin Yu.I. Development of glass compositions for immobilization of Pu-containing wastes at PA "Mayak // "Excess Weapons Plutonium Immobilization in Russia: A Review of LLNL Contract Work". St. Petersburg, Russia. UCRL-ID-138361. 2000. P. 103-134.

83. Bibler N.E., Ramsey W.G., Meaker T.F., Pareizs J.M. Durabilities and microstructures of radioactive glasses for immobilization of excess actinides at the Savannah River site // MRS Symp. Proc. V. 412. Pittsburgh, PA: MRS, 1996. P. 65-74.

84. Mesko M.G., Meaker T.F., Ramsey W.G. et al. Optimization of lanthanide borosilicate frit compositions for the immobilization of actinides using Plackett-Burman / simplex algorithm design // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P. 105-110.

85. Peeler D.K., Meaker T.F., Reamer I.A. Solubility of plutonium bearing feed streams in a Hf-based LaBS frit // Proc. 3-rd Top. Meet. on DOE Spent Nucl. Fuel and Fiss. Mater. Managem. Sept. 8-11, 1998. Charleston, SC: American Nuclear Society, CD-version

86. Marshall K.M., Marra J.C., Coughlin J.T. et al. Development of the plutonium oxide vitrification system // Waste Management '98. Tucson, AZ. 1998. CD-version.

87. Matyunin Yu.I., Yudintsev S.V., Nikonov BIS., Jardine L. Study of LaBS-composition glasses remelted in resistance furnace and in cold crucible induction melter // Waste Management'00. Tucson, AZ, 2000. CD-version. Paper 41-30.

88. Matyunin Yu.I. Development of glass compositions for immobilization of Pu-containing wastes at "Mayak" // "Excess Weapons Plutonium Immobilization in Russia: A Review of LLNL Contract Work". St. Petersburg, Russia. UCRL-ID-143846.2001. -РЛ63-168.

89. Strachan D.M., Bakel A.J., Buck E.C. et al. The characterization and testing of candidate immobilization forms for the disposal of plutonium // Waste Management '98. Tucson, AZ. 1998. Paper 65-08.

90. Fortner J. A., Kropf A. J., Bakel A.J. et al. EXAFS and XANES analysis of plutonium and cerium edges from titanate ceramics for fissile materials disposal // MRS Symp. Proc. V. 608. Warrendale, PA: MRS, 2000. P. 401-406.

91. Riley B.J., Vienna J.D., Schweiger M.J. et al. Liquidus temperature of rare-alumino-borosilicate glasses for treatment of americium and curium // MRS Symp. Proc. V. 608. Warrendale, PA: MRS, 2000.-P. 677-682.

92. Vance E.R., Ball C.J., Day R.A. et al. Actinide and rare earth incorporation into zirconolite // Journal of Alloys and Compounds. 1994. -N 213-214. - P. 406-409.

93. Vance E.R., Begg B.D., Day R.A., Ball C.J. Zirconolite-rich ceramics for actinide wastes // MRS Symp. Proc. V. 353. Pt. 2. Pittsburgh, PA: MRS, 1995. P! 767-774.

94. Vance E.R., Jostsons A., Day R.A. Excess Pu disposition in zirconolite-rich Synroc // MRS Symp. Proc. V. 412. Pittsburgh, PA: MRS, 1996. P. 41-47.

95. Vance E.R., Carter M.L., Begg B.D. et al. Solid solubilities of Pu, U, Hf and Gd in candidate ceramic phases for actinide waste immobilization // MRS Symp. Proc. V. 608. Warrendale, PA: MRS, 2000.-P. 431-436.

96. Zhao D., Li L., Davis L.L. et al. Gadolinium borosilicate glass-bonded Gd-silicate apatite: A glass-ceramic nuclear waste form for actinides // MRS Symp. Proc. V. 663. Warrendale, PA: MRS, 2001.-P. 199-206.

97. Смелова T.B., Крылова H.B., Юдинцев C.B., Никонов Б.С. Силикатная матрица актинид-содержащих отходов // Доклады РАН. 2000. - Т. 374. - N 2. - С. 242-246.

98. Loiseau P., Caurant D., Bardez I. et al. Zirconolite-based glass-ceramics for actinides immobilization: Effect of glass composition and of actinides simulant nature // MRS Symp. Proc. V.757. Warrendale, PA: MRS, 2003. P. 281-287.

99. Knecht D.A., Vinjamuri K., Raman S.V., et al. Summaiy of HLW glass-ceramic waste forms developed in Idaho for immobilizing plutonium // Waste Management '98. 1998. Tuscon, AZ, CD. — Paper 34-04.

100. Vance E.R., Day R.A., Carter M.L., Jostsons A. A melting route to Synroc for Hanford HLW immobilization // MRS Symp. Proc. V. 412. Pittsburgh, PA: MRS, 1996. P. 289-296.

101. Vance E.R., Hart K.P., Day R.A. et al. Synroc derivatives for the Hanford waste remediation task // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P. 341-348.

102. Vance E.R., Hart K.P., Carter M.L. et al. Further studies of Synroc immobilization of HLW sludges and Tc for Hanford tank waste immobilization // MRS Symp. Proc. V. 506. Warrendale, PA: MRS, 1998. P. 289-293.

103. Власов В.И., Кедровский О.Л., Никифоров А.С. и др. Обращение с жидкими радиоактивными отходами в рамках концепции замкнутого ядерного топливного цикла // Труды МАГАТЭ. IAEA М-294/3. Vienna, 1987. Р. 109-116.

104. Никифоров А.С., Поляков А.С., Борисов Г.Б., и др. Разработка методов отверждения жидких высокоактивных отходов в СССР // Радиоактивные отходы. Проблемы и решения. Ядерное общество. Москва, 1992. С. 260-268.

105. Горский В.В. Ядерное топливо с инертной массой (IMF) // Атомная техника за рубежом, 2000: -№ 10.-С. 3-8; № 11.-С. 3-11;№ 12.-С. 3-11.

106. Ringwood A.E. Safe disposal of high level nuclear reactor wastes: A new strategy. Canberra: Australian National University Press, 1978. 64 p.

107. Ringwood A.E., Oversby V.M., Kesson S.E. Immobilization of high-level nuclear reactor wastes in SYNROC: A current appraisal // Nuclear and Chemical Waste Management. 1981. - V. 2. - P. 287-305.

108. Buck E.C., Ebbinghause В., Bakel A.J., Bates J.K. Characterization of a plutonium-bearing zir-conolite-rich Synroc // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P. 1259-1267.

109. Strachan D.M., Scheele R.D., Icenhower J.P. et al. Radiation damage effects in candidate ceramics for plutonium immobilization. Final Report. 14588. Richland: PNNL, 2004. 110 p.

110. Ryerson F.J. Microstructure and mineral chemistry of Synroc-D // Journal of the American Ceramic Society. 1983. - V. 66. - N 9. - P. 629-636.

111. Solomah A.G., Sridhar T.S., Jones S.C. Immobilization of uranium-rich high-level radioactive waste in Synroc-FA // Advances in Ceramics. 1986. - V. 20. - P. 259-265.

112. Стефановский C.B., Лащенова Т.Н., Князев О.А. и др. Плавленые керамики типа Synroc для иммобилизации Cs/Sr фракции высокоактивных отходов // Вопросы радиационной безопасности.-2003.-№ 3. С. 3-11.

113. Стефановский С.В., Никонов Б.С., Омельяненко Б.И. и др. Искусственные плавленые материалы на основе цирконолита для иммобилизации радиоактивных отходов // Физика и химия обработки материалов. — 1997. — N 6. — С. 111-117.

114. Van Iseghem P., Jiang W., Blanchaert M. The interaction between Synroc-C and pure water or boom clay // MRS Symp. Proc. V. 412. Pittsburgh, PA: MRS, 1996. P. 305-312.

115. Smith K.L., Colella M,, Thorogood G.J. et al. Dissolution of Synroc in deionised water at 150 °C II MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P. 349-354.

116. Xu H., Wang Y., Zhao P. et al. U- and Hf-bearing pyrochlore and zirconolite and their leached layers formed in acidic solution: ТЕМ investigation // MRS Symp. Proc. V.757. Warrendale, PA: MRS, 2003.-Paper 6.2.

117. Mitamura H., Matsumoto S., Stewart M.W.A. et al. a-decay damage effect in curium-doped ti-tanate ceramic containing sodium free high-level nuclear waste // Journal of American Ceramic Society. 1994. - V. 77. -N 9. - P. 2255-2264.

118. Hart K.P., Robinson B.J., Payne Т.Е. et al. Interaction between Np-doped Synroc and Boom clay // MRS Symp. Proc. V. 353. Pt. 2. Pittsburgh, PA: MRS, 1995. P. 841-845.

119. Hart K.P., Vance E.R., Stanojevic R., Day R.A. Alpha-spectroscopy and leach testing of Synroc doped with actinide elements // MRS Symp. Proc. V.556. Warrendale, PA: MRS, 1999. P. 173180.

120. Jostsons A., Vance E.R., Mercer D.J., Oversby V.M. Synroc for immobilizing excess weapons plutonium // MRS Symp. Proc. V. 353. Pt. 2. Pittsburgh, PA: MRS, 1995. P. 775-781.

121. Jostsons A., Vance E.R., Hart K.P. Immobilization of high concentrations of partitioned long-lived radionuclides in Synroc // Proc. 2-nd Int. Meet. Pacific Rim Ceramic Societies (PacRim-2). 15-17 July 1996. Cairns, Australia. 1996. CD-version.

122. Smith K.L., Blackford M.G., Lumpkin G.R. et al. Neptunium-doped Synroc: partitioning, leach data and secondary phase development // MRS Symp. Proc. V.412. Pittsburgh: MRS, 1996. P. 313-320.

123. Smith K.L., Lumpkin G.R., Blackford M.G. et al. Characterization and leaching behavior of plutonium-bearmg Synroc-C // MRS Symp. Proc. V.465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P. 1267-1272.

124. Weber W.J., Ewing R.C. Radiation effects in crystalline oxide host phases for the immobilization of actinides // MRS Symp. Proc. V. 713. Warrendale, PA: MRS, 2002. P. 443-454.

125. Wald J.W., Weber W.J. Effects of self-radiation damage on the leachability of actinide-host phase// Advances in Ceramics. — 1984.— V. 8. —P. 71-75.

126. Burakov B.E., Yagovkina M.A., Zamoryanskaya M.V., Garbuzov V.M., Zirlin V.A., Kitsay A.A. Self-irradiation of ceramics and single crystals doped with plutonium-238 // MRS Symp. Proc. 2008. Warrendale, PA: MRS, CD-version. Paper 8T4.

127. Strachan D.M., Scheele R.D., Buck Е.С. et al. Radiation damage effects in candidate titanates for Pu disposition: Zirconolite // Journal of Nuclear Materials. 2008. -N 372. - P. 16-31.

128. Stewart M.W.A., Carter M.L., Moricca S. et al. Comparative study of Synroc consolidated methods // Proc. 2-nd Int. Meet. Pacific Rim Ceramic Societies. 15-17 July, 1996. Cairns, Australia. CD version.

129. Bayliss P., Mazzi F., Munno R., White T.J. Mineral nomenclature: zirconolite // Mineralogical Magazine. 1989. - V. 53. - Pt. 5. - P. 565-569.

130. Kesson S.E., Sinclair W.J., Ringwood A.E. Solid solution limits in Synroc zirconolite // Nuclear and Chemical Waste Management. 1983. - V. 4. - P. 259-265.

131. Лаверов Н.П., Омельяненко Б.И., Юдинцев C.B., Никонов Б.С. Цирконолит как матрица для иммобилизации высоко-активных отходов // Геология рудных месторождений. 1996. -Т. 38.- N5.-С. 387-395.

132. Стефановский С.В., Чижевская С.В., Миронов А.С. и др. Синтетические бескальциевые РЗЭ-замещенные цирконолиты // Перспективные материалы. 2003. - № 6. - С. 61-68.

133. Lumpkin G.R., Hart K.P., McGlinn P. J., Payne Т.Е. Retention of actinides in natural pyrochlores and zirconolites // Radiochimica Acta. 1998. V. 66/67. - P. 469-474.

134. Giere R., Williams C.T., Lumpkin G.R. Chemical characteristics of natural zirconolite // Schweiz. Mineral. Petrogr. Mitt. 1998. - V. 78. - P. 433-459.

135. Giere R., Malmstrom J., Reusser E. et al. Durability of zirconolite in hydrothermal fluids: implications for nuclear waste disposal // MRS Symp. Proc. V. 663. Warrendale, PA: MRS, 2001. — Paper 4.3.

136. Begg B.D., Vance E.R. Day R.A. et al. Plutonium and neptunium incorporation in zirconolite // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P. 325-332.

137. Begg B.D., Vance E.R. The incorporation of cerium in zirconolite // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P.333-340.

138. Begg B.D., Vance E.R., Lumpkin G.R. Charge compensation and the incorporation of cerium in zirconolite and perovskite // MRS Symp. Proc. V.506. Warrendale: MRS, 1998. P. 79-86.

139. Hart K.P., Vance E.R., Stewart M.E.A. et al. Leaching behavior of zirconolite-rich Synroc used to immobilize "high fired" plutonium oxide // MRS Symp. Proc. V. 506. Warrendale, PA: MRS, 1998.-P. 161-168.

140. Hart K.P., Zhang Y., Loi E. et al. Aqueous durability of titanate ceramics designed to immobilise excess plutonium // MRS Symp. Proc V. 608. Warrendale, PA: MRS, 2000. P. 353-358.

141. Lumpkin G.R., Smith K.L., Blacford M.G. Development of secondary phases on Synroc leached at 150 °C // MRS Symp. Proc. V. 353. Pt. 2. Pittsburgh, PA: MRS, 1995. P. 855-862.

142. McGlinn P. J., Hart K.P., Loi E.H., Vance E.R. pH dependence of the aqueous dissolution rates of perovskite and zirconolite at 90 °C // MRS Symp. Proc. V. 353. Pt. 2. Pittsburgh, PA: MRS, 1995. -P. 847-854.

143. Malmstrom J., Reusser E., Giere R. et al. Zirconolite corrosion in dilute acidic and basic fluids at 180-700 °C and 50 MPa// MRS Symp. Proc V. 556. Warrendale, PA: MRS, 1999. P. 165-172.

144. Zhang Z., Li H., Vance E.R et al. Aqueous dissolution of pyrochlore and zirconolite in F bearing solutions //MRS Symp. Proc. V. 824. Warrendale, PA: MRS, 2004. - Paper CC8.22.

145. Sinclair W., Ringwood A.E. Alpha-recoil damage in natural zirconolite and perovskite // Geo-chemical Journal.-1981.-V. 15.- №5.-P. 229-243.

146. Lumpkin G.R., Smith K.L., Blacford M.G. et al. The crystalline-amorphous transformation in natural zirconolite: evidence for long-term annealing // MRS Symp. Proc. V. 506. Warrendale, PA: MRS, 1998.-P. 215-222.

147. Lumpkin G.R. Alpha-decay damage and aqueous durability of actinide host phases in natural systems // Journal ofNuclear Materials. 2001. -N. 289. - P. 136-166.

148. Ewing R. С., Weber W. J., Lian J. Nuclear waste disposal pyrochlore (A2B2O7): nuclear waste form for the immobilization of plutonium and "minor" actinides. // Journal of Applied Physics. -2004.- V. 95. - №11.- P. 5949-5971.

149. Xu H., Wang Y., Putnam R.L. et al. Microstructure and composition of Synroc samples crystallized from a CaCeTi207 chemical system: HRTEM / EELS investigation // MRS Symp. Proc. V. 608. Warrendale, PA: MRS, 2000. P: 461-466.

150. Тетерин Ю.А., Стефановский С.В., Юдинцев С.В: и др. Изучение кальций-церий титанат-ной керамики методом рентгеноэлектронной спектроскопии // Журнал неорганической химии. 2004. - Т. 49. - № 1. - С. 91 -99.

151. Lumpkin G.R. Ceramic waste forms for actinides // Elements. 2006. V.2. - N6. - P. 365-372.

152. Icenhower J.P., Strachan D.M., McGrail B.P. et al. Dissolution kinetics of pyrochlore ceramics for the disposition of plutonium // American Mineralogist. 2006. - V. 91. - P. 39-53.

153. Стефановский C.B., Юдинцев С.В., Кирьянова О.И! Влияние условий синтеза на фазовый, состав пирохлор-браннеритовой керамики // Физика и химия обработки материалов. 2001. - №>5.- С. 90-98. }

154. Zhang Y., Hart K.P., Begg B.D. et al. Durability of Pu-doped titanate and zirconate ceramics designed for Pu immobilization // MRS Symp.- Proc. V. 713. Warrendale, PA: MRS, 2002. CD-version.

155. Алой А.С., Кольцова Т.И., Самойлов С.Е. и др. Способ иммобилизации фракции трансплутониевых и редкоземельных элементов в синтетический монацит. Патент на изобретение 2244967. 2005. Б.и. №2. 5 с.

156. Dacheux N., Thomas А.С., Chassigneux В: et all Study of ТЪ^РО^РгО? and1 solid solutions-with U(IV), Np(IV) and Pu(IV): synthesis, characterization, sintering-and Teaching tests // MRS Symp. Proc. V. 556. Warrendale, PA: MRS, 1999. P. 85-92.

157. Лизин А.А. Синтез, изучение строения и свойства новых безводных ортофосфатов IIT- и IV валентных актиноидов, циркония и их аналогов. Дис. . канд. хим. наук. г. Димитров-град. 2006.-169 с.

158. Орлова М.П. Минералоподобные фосфаты, содержащие актиниды и лантаниды, как материалы для иммобилизации ВАО (синтез, структура, устойчивость в экстремальных условиях). Автореферат дис. кандидата хим. наук. г. Нижний Новгород, 2006. — 18 с.

159. Hawkins Н.Т., Scheetz В.Е., Guthrie G.D. Preparation of monophasic NZP. radiophases: potential host matrices for the immobilization of reprocessed commercial high-level wastes // MRS Symp. Proc. V 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P. 387-394.

160. Zyryanov V.N., Vance E.R. Comparison of sodium zirconium phosphate-structured HLW forms and Synroc for high-level nuclear waste immobilization // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P. 409-415.

161. Seida Y., Yuki M., Suzuki K., Sawa T. Sodium zirconium phosphate NZP. as a host matrix for high level Radioactive Wastes // MRS Symp. Proc. V. 757. Warrendale, PA: MRS, 2003. CD-version. - Paper 3.25.

162. Genet M., Dacheux N., Thomas A.C. et al. Thorium phosphate-diphosphate as a ceramic for the immobilization of tetravalent uranium, neptunium and plutonium // Waste Management";'99. Tucson, AZ. 1999. CD-version. - Paper 38-4.

163. Clavier N., Dacheux N., Podor R., Le Cousumer P. Study of actinides incorporation in thorium phosphate-diposphate / monazite based ceramics // MRS Symp. Proc. V. 802. Warrendale, PA: MRS. 2004, CD-version. - Paper 3.6.

164. Александрова И.Т., Гинзбург А.И., Куприянова И.И., Сидоренко Г.А. Геология месторождений редких элементов. Редкоземельные силикаты. М.: Недра, 1966. 221 с.

165. Ito J. Silicate apatites and oxyapatites // American Mineralogist. 1968. - V. 53. - P. 890-907.

166. Gong W.L., Wang L.M., Ewing R.C. et al. Transmission electron microscopy study of a-decay damage in aeshinite and britholite // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh: MRS, 1997. P. 649656.

167. Лившиц T.C. Бритолиты как природные аналоги матриц актинидов: устойчивость к радиационным разрушениям // Геология рудных месторождений. — 2006. Т. 48. - № 5. - С. 410—422.

168. Burakov В.Е., Anderson Е.В., Rovsha S.I., Ushakov S.V., Ewing R.C., Lutze W., Weber W.J. Synthesis of zircon for immobilization of actinides // MRS Symp. Proc. V. 412. Pittsburgh, PA: MRS, 1996.-P. 33-39.

169. Ewing R.C. The design and evaluation of nuclear waste forms: clues from mineralogy // Canadian Mineralogist. 2001. - V. 39. - P. 697-715.

170. Anderson E.B., Burakov B.E., Pazukhin E.M. High-uranium zircon from "Chernobyl Lavas" // Radiochimica Acta. 1993. - V. 60. - P. 149-151.

171. Yudintsev S.V., Omelianenko B.I., Lapina M.I. Study of uranium incorporation into zircon: solubility limits and durability of fixation // MRS Symp. Proc. V. 506. Pittsburgh, PA: MRS, 1998. — P.185-190.

172. Nikolaeva E.V., Burakov B.E. Investigation of Pu-doped ceramics using modified MCC-1 leach test // MRS Symp. Proc. V. 713. Warrendale, PA: MRS, 2003. P. 429-432.

173. Ewing R.C. Ageing studies of nuclear waste forms // Ageing Studies and Lifetime Extension of Materials. Kluwer Academic Plenum Publishers, 2001. P.15-22.

174. Stefanovsky S.V., Yudintsev S.V., Nikonov B.S. et al. Isomorphic capacity of synthetic sphene with respect to Gd and U // MRS Symp. Proc. V. 608. Warrendale, PA: MRS, 2000. P. 455-460.

175. Lewis M.A., Hash M., Glandorf D. Effect of different glass and zeolite-A compositions on the leach resistance of ceramic waste forms // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. -P. 433-440.

176. Esh D.W., Goff K.M., Hirsche K.T. et al. Development of a ceramic waste from for high-level waste disposal // MRS Symp. Proc. V. 556. Warrendale, PA: MRS, 1999. P. 107-113.

177. Sinkler W., O'Holleran T.P., Frank S.M. et al. Characterization of a glass-bonded ceramic waste form loaded with U and Pu // MRS Symp. Proc. V. 608. Warrendale, PA: MRS, 2000. -,P. 423-429.

178. Frank S.M., Johnson S.G., Moschetti T.L. et al. Accelerated alpha radiation damage in a ceramic waste form, interim results // MRS Symp. Proc. V. 608. Warrendale, PA: MRS, 2000. P. 469474.

179. Simpson L.J., Wronkiewicz D.J. Evaluation of standard durability tests towards the qualification process for the glass-zeolite ceramic waste form // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997.-P. 441-448.

180. Moschetti T.L., Sinkler W., DiSanto T. et al. Characterization of a ceramic waste form encapsulating radioactive electrorefiner salt // MRS Symp. Proc. V. 608. Warrendale, PA: MRS, 2000. P. 577-582.

181. Frank S.M., Esh D.W., Johnson S.G. et al. Production and characterization of a plutonium-238 loaded ceramic waste from for the study of the effects of alpha decay damage // MRS Symp. Proc. V. 556. Warrendale, PA: MRS. 1999. P. 1193-1198.

182. Lewis M.A., Dietz N.L., Fanning Т.Н. Dissolution of a multiphase waste form // MRS Symp. Proc. V. 757. Warrendale, PA: MRS, 2003 -. P. 273-280.

183. Morss L.R., Stanley M.L., Tatko C.D., Ebert W.L. Corrosion of glass-bonded sodalite as a function of pH and temperature // MRS Symp. Proc. V.608. Warrendale: MRS, 2000. P.733-738.

184. Томилин С.В., Лукиных А.Н., Лизин А.А. и др. Исследование включения отработавшего расплава хлоридов щелочных элементов в керамику // Атомная энергия. 2007. - Т. 102. -Вып. 3. - С. 178-182.

185. Seydoux-Guillaume A.M., Wirth R., Deutsch A., Scharer U. Microstructure of 24-1928 Ma concordant monazites; implications for geochronology and nuclear waste disposal // Geochimica et Cosmochimica Acta. -2004. V. 68.-N 11.- P. 2517-2527.

186. De Wolf C.P., Belshaw N., O'Nions R.K. A metamorphic history from micron-scale 207Pb / 206Pb chronometry of Archean monazite // Earth Planet. Science Lettters. 1993. - V. 120. - P. 207-220.

187. Read D., Andreoli M.A.G., Knoper M. et al. The degradation of monazite: Implications for the mobility of rare-earth and actinide elements during low-temperature alteration // European. Journal of Mineralogy. 2002. - V. 14. - № 3. - P. 487^198.

188. Котельников A.P. Минералы как матричные материалы для фиксации радионуклидов // Геоэкология. 1997. - № 6. - С. 3-15.

189. Стрельников А.В., Коварская Е.Н., Колычева Т.И. Способ отверждения концентрата трансплутониевых и редкоземельных элементов в керамику: Патент 2062519 // 1996. Би №17.

190. Oversby V. М., Ringwood А. Е. Lead isotopic studies of zirconolite and perovskite and their implication for longe range SYNROC stability // Radioactive Waste Management. 1981. -Y. 1. -P. 289-307.

191. Giere R. Natural analogues for nuclear waste forms // Special Publication Universita degli Studi di Siena and Consiglio Nazionale delle Ricerche. 1999. - P. 175-192. ;

192. Giere R. Minerals as natural analogues for crystalline nuclear waste forms // A Geochemical and Mineralogical Approach to Environmental Protection. Siena. 2000. - P. 83-101.

193. Минералы. Справочник. Под ред. Ф.В. Чухрова и Э.М. Бонштедт-Куплетской. М.: Наука, 1967. Т. 2. Вып. 3.

194. Lumpkin G.R., Chakoumakos B.C., Ewing R.C. Mineralogy and radiation effects of microlite from the Hardling pegmatite, Taos County, New Mexico // American Mineralogist. 1986. - V. 71. -P. 569-588.

195. Lumpkin G.R., Ewing R.C. Alpha-decay damage in minerals of the pyrochlore group // Physics and Chemistry of Minerals. 1988. - V.l 6. - P. 2-20.

196. Lumpkin G.R., Ewing R.C., Williams C.T., Mariano A.N. An overview of the crystal chemistry, durability, and radiation damage effects of natural pyrochlore // MRS Symp. Proc. V. 663. Warrendale: MRS, 2001. P. 921-934.

197. Boyer L., Carpena J., Lacout J.L. Synthesis of phosphate-silicate apatites at atmospheric pressure // Solid State Ionics. 1997. - V. 95. - P. 121-129.

198. Куприянова И.И., Сидоренко Г.А., Кудрина М.А. Минералы группы бритолита // Геология месторождений редких элементов. М.: Недра, 1966. Вып. 26. С. 23-65.

199. Омельяненко Б.И., Лившиц Т.С., Юдинцев С.В., Никонов Б.С. Природные и искусственные минералы матрицы для иммобилизации актинидов // Геология рудных месторождений. -2007.- Т. 49. — №3. —С. 173-193.

200. Strachan D.M. Glass dissolution: testing and modeling for long-term behavior // Journal of Nuclear Materials. 2001. - N 298. - P. 69-77.

201. ГОСТ P 50089-2003. Отходы радиоактивные. Определение долговременной устойчивости отвержденных высокоактивных отходов к альфа-излучению. М: Издательство стандартов, 2003.-6с.

202. Lumpkin G.R., Smith K.L., Blake R.G. ТЕМ study of radiation damage and annealing of neutron irradiated zirconolite // MRS Symp. Proc. V. 412. Pittsburgh: MRS, 1996. P. 329-336.

203. JCPDS-ICDD. International Centre for Diffraction Data PDF-2. Data Base 1997-1999.

204. Юдинцев С.В. Структурно-химический подход к выбору кристаллических матриц для иммобилизации актиноидов // Геология рудных месторождений. 2003. - Т .45. - № 2. - С. 172-187.

205. Белов H.B. Очерки по структурной минералогии // Минералогический сборник Львовского геологического общества. 1950. - № 4. - С. 21-34.

206. Диаграммы состояния силикатных систем. Справочник. Выпуск первый. Двойные системы. Под редакцией Н.А. Торопова. Ленинград: Наука, 1969. 822 с.

207. Исупов В.А. Геометрический критерий структуры типа пирохлора // Кристаллография: — 1958. Т. 3. -№ 1.-С. 99-100.

208. McCauley R.A. Structural characteristics of pyrochlore formation // Journal of Applied Physics. -1980.-V. 51,-№ l.-P. 290-294.

209. Begg B.D., Hess N.J., McCready D.E. et al. Heavy ion irradiation effects in Gd2(Ti2-xZrx)07 pyrochlores//Journal of Nuclear Materials. 2001.-№ 289. - P; 188-193.

210. Raison P:E., Haire R.G., Sato Т., Ogawa T. Fundamental and technological aspects of actinide oxide pyrochlores: Relevance for immobilization matrices // MRS Symp. Proc. V. 556. Warrendale, PA: MRS, 1999.-P. 3-10.

211. Shannon R.D. Revised effective ionic radii and systematic studies of interatomic dis-tances in halides and chalcogenides//Acta Crystallographica. -1976; -V. 32. Pt; A.- P. 751-767.

212. Shoup S.S., Bambergher С. E. Syntheses of titanate-based hosts for the immobilization of Pu (III) and Am (III) // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh: MRS, 1997. P. 379-386. .

213. Sykora R.E., Raison P.E., Haire RIG; Self-irradiation induced structural changes in the transplu-tonium pyrochlores A^Z^O? (An = Am, Cf) // Journal of Solid State Chemistry. -2005. -N178. -P. 578-583.

214. Дир У.А., Хауи P.А., Зусман Дж. Породообразующие минералы. М: Мир, 1965. ТЛ. 370с.

215. Фурсенко Б. А. Синтез новых силикатных гранатов высокого давления: Mn3M2Si3Qi2 (М = V, Mn, Ga) // Доклады АН СССР. 1983. - Т. 268. - № 2. - С. 421-424.

216. Geller SI Crystal chemistry of the garnets // Zeits. fur Kristallogr. 1967. - Bd; 125. — S. 1-47.252; Gentile A.L., Roy R. Isomorphism and crystalline solubility in the garnet family // American

217. Mineralogist. 1960.-V. 45. - № 5-6.- P. 701-711.

218. Geller S., Miller C.E. Silicate garnet yttrium-iron garnet solid solution // American Mineralogist.- 1959:-V. 44.-№11-12.- P. 1115-1120.

219. Novak G.A., Gibbs G.V. The crystal chemistry of the silicate garnets // American Mineralogist. — 1971.-V. 56,-N5/6.-P. 791-825.

220. Поваренных А.С. Кристаллохимическая классификация минеральных видов. Киев: "Нау-кова Думка", 1966. 547 с.

221. Kanke Y., Navrotsky A. A calorimetric study of the lanthanide aluminum oxides and the lantha-nide gallium oxides: Stability of the perovskites and the garnets // Journal of Solid State Chemistry. 1998.-V. 141.-P. 424-436.

222. Ito J., Frondel C. Synthesis zirconium and titanium garnets // American Mineralogist. 1967. — V. 52.-N 5/6.-P. 773-781.

223. Burakov В.Е., Anderson Е.В. Experience of V.G. Khlopin Radium Institute on'synthesis and investigation of Pu-doped ceramics // Plutonium Future The Science. NY. AIP Conference. Proc. 2000.--P. 159-160.

224. Wang S.X., Begg B.D.% Wang L.M., Ewing R.C., Weber W.J., Govidan Kutty K.V. Radiation stability of gadolinium1 zirconate: a waste form for plutonium disposition // Journal of Materials Research. 1999. -V. 14. -N 12. - P. 4470-4473.

225. Hart К.Р., Vance E.R., Day R.A. et al. Immobilization of separated Tc and Cs/Sr in Synroc // MRS Symp. Proc. V. 412. Pittsburgh, PA: MRS, 1996. P. 281-288.

226. Ewing R.C. The nuclear fuel cycle versus the carbon cycle // The Canadian Mineralogist. 2005. -V.43.-P. 2099-2116.

227. Lumpkin G.R., Whittle K.R., Rios S., Trachenko K., Pruneda M., Harvey E.J., Redferm S.A., Smith K.L., Zaluzec N.J. Radiation damage in pyrochlore related compounds // MRS Symp. Proc. V. 932. Warrendale: MRS, 2006. P. 549-558.' . 278

228. Lian J., Yudintsev S.V., Stefanovsky S.V. et al. Ion beam; irradiation of U-, Th- and Ce-doped pyrochlores//Journal of Alloys and Compounds. 2007.-N 444-445. - P. 429-433.

229. Лаверов Н;П., Юдинцев C.B., Стефановский С.В., Джанг Я.Н:, Бае И., Че С. Особенности фазообразования при синтезе матриц актиноидов // Доклады РАН. 2002. - Т. 383. - № 1. — С. 95-98;

230. Юдинцев С.В., Стефановский С.В;, Джанг Я;, Че С. Рентген-дифрактометрическое исследование фазообразования при синтезе матриц актиноидов // Стекло и керамика. — 2002. — N 7.- С. 18-22. ,

231. Strachan D.M., Scheele R.D., Buck Е.С., Icenhower J.P., Kozelisky A.E., Sell R.L., Elovich R.J., Buchmiller W.C. Radiation damage effects in candidate ceramicsfor Pu disposition: Pyrochlore // Journal of Nuclear Materials. 2005. - N345. - P: 109-135.

232. Лаверов Н.П., Юдинцев С.В., Величкин В.И., Лукиных А.Н., Томилин С.В., Лизин А.А., Стефановский С.В: Влияние аморфизации на изоляционные свойства пирохлоровой матрицы актинидов // Радиохимия. — 2009 (в печати).

233. Lian J., Ewing R.C., Wang L.M., Helean К.В. Ion-beam irradiation of Gd2Sn207 and Gd2Hf207 pyrochlore: bond-type effect // Journal of Materials Research. 2004. - V. 19. - P: 1575-1580;

234. Lian J., Wang L.M., Haire R.G. et al. Ion beam irradiation in La2Zr207 Ce2Zr207 pyrochlore // Nuclear and Instrumental Methods in Physics Research. 2004. В 218. P. 236-243.

235. Rickwood P.C. On recasting analyses of garnet into end-member molecules // Contributions to Mineralogy and Petrology. 1968. - V. 18. - № 2. - P. 175-198.

236. Geiger C.A. Silicate garnet: A micro to macroscopic (re)view // American Mineralogist. — 2008. — V. 93. — P. 360-372.

237. Dowty E. Crystal chemistry of titanian and zirconian garnet: I. Review and spectral studies // American Mineralogist.- 1971.-V. 56.- N 11/12.-P. 1983-2009.

238. Schingaro E., Scordari F., Capitano F. Crystal chemistry of kimzeyite from Anguillara, Mts. Sa-batini, Italy // European Journal of Mineralogy. 2001. - V. 13. - P. 749-759.

239. Chakhmouradian A.R., McCammon C.A. Schorlomite: a discussion of the crystal chemistry, formula, and inter-species boundaries // Physics and Chemistry of Minerals. 2005. - V. 32. - P. 277-289.

240. Jaffe H. The role of yttrium and other minor elements in the garnet group // American Mineralogist. 1951.-V. 36.-№ 1-2.-P. 133-155.

241. Wang R.C., Fontain F., Chen X.M. Accessory minerals in the Xihuashan Y-enriched granitic complex, Southern China: a record of magmatic and hydrothermal stages of evolution // Canadian Mineralogist. 20031 - V. 41. - P. 727-748.

242. Yudintsev S.V., Lapina M.I., Ptashkin A.G et al. Accommodation of uranium into the garnet structure // MRS Symp. Proc. V. 713. Warrendale, PA: MRS, 2002. P. 477^180.

243. Урусов B.C., Русаков B.C., Кабалов Ю.К., Юдинцев C.B. Тетрагонализация ферри-гранатов (Ca3.xAx)Zr2Fe30i2, А = Th, Се, по данным Мессбауэровской спектроскопии и метода Ритвельда // Доклады РАН. 2004. Т. 399. № 5. С. 609-616.

244. Brookins D.G. Eh рН diagrams for geochemistry. Berkil: Springer-Verlag, 1984. - 98 p.

245. Runde W. The chemical interactions of actinides in the environment // Los Alamos Science. -2000.-N26.-P. 338-357.

246. Тетерин А.Ю., Маслаков К.И., Тетерин Ю.А. и др. Исследование образцов керамики (Ca25Tho5)Zr2Fe3Oi2! (Caj 5GdTho5)(ZrFe)Fe3Oi2 и (Ca2 5Ceo.5)Zr2Fe30i2 со структурой граната методом РЭС // Радиохимия. 2007. - Т. 49. - № 1. - С. 31-37.

247. Лившиц Т.С. Устойчивость искусственных ферритных гранатов с актиноидами и лантаноидами в водных растворах // Геология рудных месторождений. 2008. - Т. 49. - № 6. — С. 535-547.

248. Fuels and materials for transmutation. A status report. Paris: NEA OECD, 2005. 239 p.

249. Adams J.W., Botinelly Т., Sharp W.N., Robinson K. Murataite, a new complex oxide from El Paso County, Colorado // American Mineralogist. 1974. - V. 59. -N 1/2. - P. 172-176.

250. Портнов A.M., Дубакина Л.С., Кривоконева Г.К. Муратаит в предсказанной ассоциации с ландауитом // Доклады АН СССР. 1981. - Т. 261. - N 3. - С.741-744.

251. Ercit T.S., Hawthorne F.C. Murataite, a UB12 derivative structure with condensed Keggin molecules // Canadian Mineralogist. 1995. - V. 33. - P. 1223-1229.

252. Morgan P.E.D., Ryerson F.J. A new "cubic" crystal compound // Journal of Material Science Letter.-1982.-V. l.-N 8. P. 351-352.

253. Лаверов Н.П., Соболев И.А., Стефановский C.B., Юдинцев С.В. и др. Синтетический муратаит новый минерал для иммобилизации актинидов // Доклады РАН. — 1998. - Т. 362. — № 5. - С. 670-672.

254. Лаверов Н.П., Горшков А.И., Юдинцев С.В. и др. Новые структурные разновидности искусственного муратаита // Доклады РАН. 1998. - Т. 363. - № 4. - С. 540-543.

255. Лаверов Н.П., Юдинцев С.В., Омельяненко Б.И, Никонов Б.И., Стефановский. С.В. Мура-таитовая керамика для иммобилизации актинидов // Геология рудных месторождений. — 1999.-Т. 41.-N 2.-С. 99-108.

256. Лаверов Н.П., Юдинцев С.В., Стефановский С.В., Омельяненко Б.И., Никонов Б.С. Муратаит универсальная матрица для иммобилизации актинидов // Геология рудных месторождений. - 2006. - Т. 48. - № 5. - С. 387-409.

257. Стефановский С.В., Кирьянова О.И., Юдинцев С.В. и др. Фазовый состав и распределение элементов в муратаитовых керамиках, содержащих РЗЭ и актиноиды // Физика и химия обработки материалов. 2001. № 3. С. 72-80.

258. Стефановский С.В., Юдинцев С.В., Никонов Б.С., Стефановская О.И. Фазовый состав керамик в системах с оксидами редкоземельных элементов, марганца и титана // Радиохимия. — 2007. Т. 49. - № 4. - С. 305-311.

259. Стефановский С.В., Пташкин А.Г., Князев О.А., Юдинцев С.В., Никонов Б.С., Лапина М.И. Влияние условий синтеза на фазовый состав и строение торий-содержащей муратаито-вой керамики // Физика и химия обработки материалов. 2007. - № 4. - С. 68-77.

260. Урусов B.C., Русаков B.C., Юдинцев С.В. Валентное состояние и структурное положение атомов железа в синтетическом муратаите // Доклады РАН. — 2002. Т. 384. - № 4. - С. 527532.

261. Урусов B.C., Органова Н.И., Каримова О.В., Юдинцев С.В. Стефановский С.В. Синтетические муратаиты как модулярные члены полисоматической серии пирохлор-муратаит // Доклады РАН. 2005. - Т. 401. -№ 2. - С. 226-232.

262. Урусов B.C., Органова Н.И., Каримова О.В., Юдинцев С.В., Юинг Р.Ч. Модулярная модель кристаллического строения полисоматической серии пирохлор-муратаит // Кристаллография. 2007. - Т. 52. -№ 1.-С. 41-49.

263. Maslakov К., Teterin A., Teterin Yu., et al. X-ray photoelectron spectroscopy study of plutonium-containing murataite-based ceramics // Proceedings of the 36-th Journees des Actinides. Oxford, 2006. Abstract P-22.

264. Freeborn W.P., White W.B. Hydrothermal dissolution of nuclear waste ceramics // Advances in Ceramics. 1984. - V. 8. - P. 368-376.

265. Petkus L.L., Paul J., Valenti P. et al. A complete history of the high-level waste plant at the West Valley demonstration project // Waste Management '03. Tucson, AZ, 2003. CD-version.

266. Brummond W., Armantrout G., Maddux P. Ceramic process equipment for the immobilization of plutonium // Report of Lawrence Livermore National Laboratory. CA. UCRL-JC-129231. 1998. 7p.

267. Граменицкий E.H., Котельников A.P., Батанова A.M., Щекина Т.И, Плечов П.Ю. Экспериментальная и техническая петрография. М.: Научный мир, 2000. 416 с.

268. Gong W., Lutze W. Electron microscopy study of reaction sintered HLW glass // MRS Symp. Proc. V. 757. Warrendale, PA: MRS, 2003. P. 127-134.

269. Russo D.O., Messi N.B., Sterba M.E. Sintered glasses for high-level wastes // MRS Symp. Proc. V. 465. Pittsburgh, PA: MRS, 1997. P. 205-212.

270. Komarneni S., Roy R. Zeolites for fixation of cesium and strontium from radwastes by thermal and hydrothermal treatments // Nuclear and Chemi. Waste Managem. 1981. - V. 2. - P. 259-264.

271. Геохимические проблемы захоронения радиоактивных отходов. Очерки физико-химической петрологии. Ред. В.А. Жариков. Миасс, 1994. Вып. 18. 219 с.

272. Yamazaki Н., Inoue Y. Fundamental study of the solidification of radionuclides with hydrous TiIV oxide modified with either Si or Zr // MRS Symp. Proc. V. 353. Pittsburgh, PA: MRS, 1995. -P. 817-824.

273. Коновалов Э.Е., Юдинцев C.B., Никонов Б.С. Иммобилизация высокоактивных отходов в минералоподобные материалы с применением СВС-процесса // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2007. -№ 1. - С.32-42.

274. Александров В.И., Осико В.В., Прохоров A.M., Татаринцев В.М. Новый метод получения тугоплавких монокристаллов и плавленых керамических материалов // Вестник АН СССР. — 1973.-№ 12.-С. 29-39.

275. Sobolev I.A., Stefanovsky S.V., Lifanov F.A. Synthetic melted rock-type wasteforms // MRS* Symp. Proc. V. 353. Pittsburgh, PA: MRS, 1995. P. 833-840.

276. Stefanovsky S.V., Vance E.R., Day R.A., Begg B.D. Melting and ceramic routes to Synroc // Proceedings of the 2-nd Intern. Meeting of Pacific Rim Ceramic Societies. 15-17 July, 1996. Cairns, Australia. CD version.

277. Стефановский C.B., Юдинцев C.B., Никонов B.C., Омельяненко Б.И. Изучение материала СИНРОК // Геоэкология. 1996. - N 4. - С. 58-74.

278. Князев О.А. Получение материала Synroc методом индукционного плавления в холодном тигле: Автореф. дис. кандидата техн. наук. М.: МосНПО «Радон», 2000.-24 с.

279. Stefanovsky S.V., Kirjanova O.I., Yudintsev S.V., Knyazev О.А. Cold crucible melting of mu-rataite-containing ceramics // Waste Management '01. Tucson, AZ, 2001. CD version.

280. Лифанов Ф.А. Высокотемпературное кондиционирование радиоактивных отходов низкого и среднего уровней активности. Дис. в виде науч. докл. . доктора техн. наук. М: МОС НПО «Радон», 2000. 48 с.

281. Мержанов А.Г., Боровинская И.П., Махонин Н.С, Закоржевский В.В., Ратников В.И., Воробьёв А.В., Коновалов Э.Е., Лисица Ф.Д., Старков О.В. Способ обезвреживания радиоактивных отходов переменного состава // Патент РФ № 2065216. 1996.

282. Куприн А.В. Разработка процесса иммобилизации высокоактивных отходов в устойчивые синтетические минералоподобные материалы в режиме самораспространяющегося высоко-темепратурного синтеза. Автореф. дис. . кандидата техн. наук. Черноголовка, 2002. 33 с.

283. Глаговский Э.М., Юдинцев С.В., Куприн А.В. и др. Изучение кристаллических матриц актиноидов, полученных самораспространяющимся высокотемпературным синтезом // Радиохимия. 2001. - Т. 43. - № 6. - С.5 57-562.

284. Винокуров С.Е. Минералоподобные матрицы для иммобилизации актинидов, выделенных из высокоактивных отходов. Автореф. дис. кандидата хим. наук. М.: ГЕОХИ. 2004. 18 с.

285. Yudintsev S.V., Ioudintseva T.S., Mokhov A.V. et al. Study of pyrochlore and garnet-based matrices for actinide wastes produced by a self-propagating high-temperature synthesis // MRS Symp. Proc. V. 807. Warrendale, PA: MRS, 2004. P. 273-278.

286. Ахметов Н.С. Общая и неорганическая химия. М.: Высшая школа, 1988. 640 с.

287. Пятенко Ю.А., Воронков А.А. Сравнительная характеристика кристаллохимических функций титана и циркония в структурах минералов // Известия АН СССР. Серия Геология. -1977.-№ 9.-С. 77-88.