Влияние радиационных эффектов на гидрохимическую устойчивость матриц, содержащих актиниды тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 02.00.14, кандидат наук Зубехина Белла Юрьевна

• Зубехина Белла Юрьевна
• кандидат наук
• 2020

Оглавление диссертации кандидат наук Зубехина Белла Юрьевна

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ

1.1 Техногенные долгоживущие радионуклиды: источники образования и СПОСОБЫ ОБРАЩЕНИЯ

1.2 СПОСОБЫ ИЗУЧЕНИЯ ХИМИЧЕСКОЙ УСТОЙЧИВОСТИ И РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ В МАТРИЦАХ ДЛЯ ИММОБИЛИЗАЦИИ АКТИНИДОВ

1.2.1 Тесты на выщелачивание

1.2.2 Изучение радиационных повреждений

1.2.3 Модельные эксперименты в подземных лабораториях

1.3 Природные и техногенные аналоги матриц, содержащих ДОЛГОЖИВУЩИЕ РАДИОНУКЛИДЫ

1.3.1 Природные минералы и и ТЬ

1.3.2 Лавообразные материалы со стеклоподобной матрицей, возникшие в результате аварии на Чернобыльской АЭС

1.4 Кристаллические материалы для иммобилизации долгоживущих радионуклидов

1.4.1 Химическая устойчивость кристаллических материалов

1.4.2 Радиационные эффекты в керамиках и кристаллах, их влияние на химическую устойчивость

ГЛАВА 2. ОБЪЕКТЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ

2.1 ОБРАЗЦЫ

2.2 ПОСТАНОВКА ЭКСПЕРИМЕНТА

2.3 МЕТОДЫ АНАЛИЗА

3 РЕЗУЛЬТАТЫ И ОБСУЖДЕНИЕ

3.1 ОПРЕДЕЛЕНИЕ СТЕПЕНИ АМОРФИЗАЦИИ И ФАЗОВОГО СОСТАВА ОБРАЗЦОВ КРИСТАЛЛИЧЕСКИХ ВЫСОКОРАДИОАКТИВНЫХ МАТРИЦ В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ИХ СОСТАВА, СОДЕРЖАНИЯ ПЛУТОНИЯ И НАКОПЛЕННОЙ ПОГЛОЩЕННОЙ ДОЗЫ

3.2 Выщелачивание Ри и Ам из керамик на основе монацита и тажеранита

в зависимости от накопленной дозы самооблучения

3.3 Выщелачивание плутония из керамик и монокристаллов оксида ПЛУТОНИЯ и образцов аварийного топлива ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС

3.3.1 Диоксид плутония Ри02

3.3.2 Выщелачивание радионуклидов из образцов Чернобыльского кориума и «лав»

3.3.3 Выщелачивание Ри из матрицы высокорадиоактивного боросиликатного стекла и изучение фазовых изменений на его поверхности

СПИСОК ЦИТИРУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

Обозначения и сокращения

АЭС атомная электростанция

Бк беккерель (активность радионуклида, равная одному распаду в

секунду)

ВАО высокорадиоактивные отходы

Зв зиверт, единица оценки ущерба здоровью человека при облучении.

1 зиверт = 1 Джоуль / кг Ки кюри (активность одного грамма радия-226) = 3,7х1010 Бк в секунду

МАГАТЭ Международное агентство по атомной энергии масс.% массовые проценты мол.% мольные проценты МэВ миллион электрон-вольт

ОЯТ облученное (отработавшее) ядерное топливо

ПИЛ подземная исследовательская лаборатория

ПРК парораспределительный коридор на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС

РАО радиоактивные отходы

РИ АО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина»

Синрок от SYNthetic ROCk - синтетическая порода

СЭМ сканирующий электронный микроскоп

ЧАЭС Чернобыльская атомная электростанция

ANSTO Австралийская Организация по ядерным исследованиям и технологиям EMPA электронно-зондовый микроанализ

ITU Институт Трансурановых Элементов, г. Карлсруэ, Германия

LANL Лос-Аламоская Национальная Лаборатория (США)

LLNL Ливерморская Национальная Лаборатория (США) - Lawrence Livermor National Laboratory

PNNL Тихоокеанская Северозападная Национальная Лаборатория (США) -Pacific Northwest National Laboratory

T1/2 период полураспада XRD рентгенофазовый анализ

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность исследования

Одной из стратегических целей Госкорпорации Росатом является увеличение доли заказов на международном рынке, в том числе за счет строительства новых блоков АЭС. Интерес к атомной энергетике проявляют многие развивающиеся страны (ОАЭ, Турция, Иордания, Египет), активно наращивают количество энергоблоков Китай, Индия, Финляндия. При этом устойчивое развитие атомной энергетики невозможно без решения проблемы обращения с радиоактивными отходами. На сегодняшний день только в Российской Федерации накоплено более 500 млн тонн радиоактивных отходов, из них 6 тысяч тонн остеклованных ВАО имеют суммарную активность более 600 млн Ки. Все высокоактивные отходы подлежат отверждению и окончательной изоляции в геологической среде, но на сегодняшний день этот план не реализован ни в одной стране мира. Хранение и последующая окончательная изоляция создают множество рисков, связанных с деградацией инженерных барьеров и миграцией радионуклидов (в том числе долгоживущих) в биосферу. Процессы миграции актинидов в природной среде сопровождаются изменениями их химической формы и образованием коллоидных частиц, что затрудняет обоснование долговременной безопасности объекта окончательной изоляции [1]. Основными матрицами, пригодными для отходов категории ВАО являются стекла и керамики. Изучение гидрохимической устойчивости этих материалов позволяет получить ценную информацию для моделирования процессов их химической деградации под действием самооблучения, оценки приемлемости отвержденных ВАО для окончательной изоляции и обоснования безопасности объекта окончательной изоляции в течение длительного периода времени.

иммобилизация радионуклидов в устойчивые минералоподобные матрицы может преследовать и другие цели, например, создание инновационных радиолюминесцентных материалов или новых видов ядерного топлива. Высокая химическая устойчивость и вариативность кристаллических материалов позволяет подобрать материал, отвечающий задачам иммобилизации как индивидуальных радионуклидов, так и их групп (например, фракции долгоживущих трансплутониевых элементов) [2].

Изучение изменения гидрохимической устойчивости продуктов тяжелых аварий в процессе их старения имеет определяющее значение как при моделировании их поведения в период, предшествующий извлечению, так и на последующих операциях по их извлечению и кондиционированию. Данная проблема особенно актуальна в связи с ликвидацией последствий аварии на Фукусимской АЭС.

Цель и задачи исследования

Целью работы является определение характера влияния радиационных эффектов на скорость выщелачивания плутония и америция из кристаллических и аморфных матриц для безопасного использования, длительного аварийного хранения и окончательной геологической изоляции высокорадиоактивных материалов.

Данная цель определила следующие задачи диссертационной работы:

• Определение степени аморфизации и фазового состава образцов кристаллических высокорадиоактивных матриц в зависимости от их состава, содержания плутония и накопленной поглощенной дозы. Определение фазового, химического и радионуклидного состава вновь синтезированных образцов боросиликатного стекла и ранее не изученных образцов чернобыльского кориума;

• Определение зависимости величины нормализованной потери массы плутония из матриц на основе монацита и тажеранита от накопленной дозы самооблучения;

• Определение нормализованной потери массы из стандартных кристаллических образцов PuO2 и скорости выщелачивания плутония из образцов аварийного топлива Чернобыльской АЭС в различных средах. Сопоставление с данными о химической устойчивости высокорадиоактивного боросиликатного стекла и керамик, содержащих плутоний, а также с результатами термодинамических расчетов.

Методология диссертационного исследования Методология данной работы была выбрана по итогам анализа опубликованных данных. Для изучения гидрохимической устойчивости

кристаллических матриц и поврежденного топлива были проведены тесты на выщелачивание с использованием стандартной методики статического выщелачивания МСС-1. Для имитации расчетного срока деградации инженерных барьеров (10 тыс. лет) и создания дозы самооблучения эквивалентной 5-15 тыс. лет хранения образца с содержанием 239Ри не более 5 масс. % был выбран метод ускоренных радиационных повреждений с использованием радионуклида 238Ри. использование в экспериментальной части образцов, содержащих реальные радионуклиды, в том числе 238Ри, обусловило ряд ограничений в части количества экспериментов и возможностей использования аналитического оборудования. В дополнение к экспериментальному моделированию для системы Pu02-H20 использовались термодинамические расчеты, позволяющие описать ее равновесное состояние.

Научная новизна

Большинство результатов экспериментов по выщелачиванию образцов керамик с ^^^ накопивших большую дозу самооблучения, не имеют аналогов. Впервые была изучена гидрохимическая устойчивость монокристаллов оксида плутония.

Химическая устойчивость чернобыльских «лав» была детально исследована в более широком диапазоне условий, а эксперименты по выщелачиванию образцов чернобыльского кориума проведены впервые. Продолжительность отдельных экспериментов по выщелачиванию «лав» и кориума превысила 1 год, что позволило получить уникальные данные по выходу радионуклидов из их матриц, и физико-химическим изменениям свойств данных высокорадиоактивных материалов.

Защищаемые положения

1. Устойчивость монофазного твердого раствора плутония в различных типах кристаллических матриц не коррелирует с накопленной дозой самооблучения.

2. Сохранение кристалличности матриц на основе монацита и тажеранита при сопоставимых высоких дозах самооблучения не коррелирует с их гидрохимической устойчивостью.

3. Выщелачивание плутония из PuO2 и керамических плутонийсодержащих матриц сопоставимо и определяется, в первую очередь, температурой и химическим составом водного раствора, включая его изменение под воздействием радиолиза.

Научная и практическая значимость

Выводы данной работы имеют большое значение для развития исследований химической устойчивости высокорадиоактивных кристаллических материалов под действием комплекса факторов, вызванных самооблучением (аморфизация кристаллической решетки, распад твердого раствора, радиолиз контактирующей среды). Результаты работы могут быть использованы для моделирования долговременного поведения отвержденных РАО в условиях контакта с водой. Данные по гидрохимической устойчивости чернобыльских «лав» и кориума позволяют прогнозировать разрушение сходных материалов, образовавшихся в результате аварии на Фукусимской АЭС, в процессе их старения под слоем воды. Полученные автором результаты могут быть использованы при разработке новых стандартов тестирования матриц для иммобилизации радионуклидов, а также в качестве исходных данных для уточнения критериев приемлемости отвержденных РАО для окончательной геологической изоляции.

Диссертант является соавтором 1 патента по иммобилизации радиоактивных отходов. Результаты работы включены в международный проект «TCOFF» (Термодинамическое описание топливных осколков и продуктов деления на основе анализа сценария развития тяжелой аварии на АЭС Фукусима-Дайичи) и Координационный исследовательский проект МАГАТЭ «Processing Technologies for High Level Waste, Formulation of Matrices and Characterisation of Waste Forms».

Фактический материал и личный вклад соискателя

В основе диссертации лежат результаты изучения автором высокорадиоактивных образцов керамик и монокристаллов, синтезированных в начале 2000-х годов в Радиевом институте им. В.Г. Хлопина, а также чернобыльских «лав» и кориума, накопивших к моменту начала данного исследования большую дозу самооблучения. Личный вклад автора включает в себя:

- обобщение и анализ литературных данных;

- непосредственное участие в синтезе образцов боросиликатного стекла, содержащего 238Pu;

- планирование и проведении экспериментов по выщелачиванию высокорадиоактивных образцов;

- обработку и анализ полученных экспериментальных данных;

Часть аналитических работ (сканирующая электронная микроскопия, просвечивающая электронная микроскопия, спектроскопия комбинационного рассеяния) проведена автором при содействии коллег с кафедры радиохимии химического факультета МГУ имени М.В. Ломоносова и Института физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина.

Основная часть аналитических работ проведена автором на кафедре радиохимии МГУ им. М.В. Ломоносова в рамках проекта РФФИ №17-303-50018.

Результаты исследований и основные положения диссертации изложены в 5 статьях в зарубежных журналах из списка ВАК РФ.

Полученные результаты докладывались на международных симпозиумах «Scientific Basis for Nuclear Waste Management» (Монпелье, 2015; Сидней, 2017; Вена 2019), конференциях «Ломоносов» (Москва, 2015, 2016); «Зарождение радиоэкологии, её развитие и роль в обеспечении радиационной безопасности природной среды и человека» (Озерск, 2017) и семинарах «Conditioning and Geological Disposal of Radwastes» (СПб, 2015); «Radiation effects in nuclear waste forms and their consequences for storage and disposal», «Fundamentals of Vitrification and Vitreous Materials for Nuclear Waste Immobilization», «International School on Nuclear Waste Actinide Immobilization» (Триест, 2016, 2017, 2018); «Проблемы переработки и кондиционирования РАО при приведении к критериям приемлемости» (СПб, 2017); «Workshop for decommissioning and decontamination for Fukushima Daiichi NPP» (Токио, 2018); «R&D updates on fuel debris and FP behavior during severe accidents» (Токио, 2018); «Materials Science for Severe Accident and Fukushima Daiichi Decommissioning» (Фукусима, 2019); «Fuel Debris Workshop» (СПб, 2019). Результаты по выщелачиванию керамик с актинидами докладывались на экспертных совещаниях МАГАТЭ по проектам «Development, Synthesis and Characterization of Ceramic Waste Forms for Actinide Immobilization» (Шеффилд,

2016) и «Network for Geological Disposal on Global Progress in Developing Geological Disposal Solutions» (Дуньхуан, 2019). Результаты изучения чернобыльских образцов вошли в состав двух отчетов о НИР в рамках международного проекта Thermodynamic Characterisation of Fuel Debris and Fission Products Based on Scenario Analysis of Severe Accident Progression at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (TCOFF) (2018, 2019)

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Влияние радиационных эффектов на гидрохимическую устойчивость матриц, содержащих актиниды»

Структура работы

Диссертация состоит из введения, литературного обзора, описания образцов и методов исследования, обсуждения результатов, выводов и списка используемой литературы из 139 наименований. Диссертация изложена на 103 машинописных страницах, содержит 24 таблицы и 34 рисунка.

ГЛАВА 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ

1.1 Техногенные долгоживущие радионуклиды: источники образования и способы обращения

К наиболее распространённым техногенным актинидам следует отнести нептуний, плутоний, америций и кюрий. Практически все изотопы этих элементов имеют большой период полураспада (сотни или тысячи лет), обладают высокой радиационной и химической токсичностью. Нептуний, плутоний, америций и кюрий образуются, в основном, при работе ядерных реакторов гражданского и военного назначения. В энергетических реакторах плутоний может использоваться в составе смешанного уран-плутоний-оксидного топлива (MOX, REMIX), однако даже частичное «выгорание» плутония не снимает проблему дальнейшего обращения с ним. Избыточный оружейный плутоний, накопленный во второй половине XX века, также представляет опасность для биосферы и, кроме того, его хранение влечет за собой большие риски и расходы. Некоторые относительно короткоживущие изотопы техногенных актинидов (238Pu, 242Cm, 244Cm) используются в тепловых электрогенераторах, другие (например, 238Pu или 227Ac), в сочетании с бериллием являются известными компонентами нейтронных генераторов. Обращение с подобными источниками после выработки их ресурса также ставит вопрос о безопасной утилизации актинидов.

Исключительная опасность большинства долгоживущих изотопов актинидов обуславливает необходимость их иммобилизации, то есть перевода в экологически безопасное состояние [3]. По определению МАГАТЭ под иммобилизацией понимается «отверждение, капсулирование и т.д. с целью понижения потенциальной миграции радионуклидов в процессе дальнейшей работы с данной формой отходов, ее транспортировки, хранения и(или) захоронения» [4]. Поскольку отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) является основным источником техногенных актинидов, то способы обращения с ОЯТ формируют подходы к их иммобилизации. В открытом ядерном топливном цикле ОЯТ рассматривается как финальная матрица для окончательной изоляции. При этом вопрос о химической устойчивости оксидного топлива, содержащего широкий спектр радионуклидов -продуктов активации и деления, по-прежнему остается открытым. В закрытом топливном цикле предполагается переработка облученного ядерного топлива и

частичный возврат в цикл урана, а в случае реакторов на быстрых нейтронах - и плутония. Наиболее распространённый подход к переработке ОЯТ предполагает отделение урана, плутония и нептуния от смеси стабильных и радиоактивных продуктов деления [5], [6]. Образовавшаяся после переработки смесь, содержащая, в том числе, актиниды, является высокоактивными отходами (ВАО) и требует для иммобилизации использование устойчивой матрицы. Матрица для ВАО должна на протяжении десятков тысяч лет надежно удерживать множество элементов с различными химическими свойствами, обладать необходимой химической радиационной стойкостью. Другой подход к переработке ОЯТ -фракционирование предполагает разделение отходов на группы (фракции) и последующую иммобилизацию каждой отдельной фракции радионуклидов [7]. Очевидно, что для одного радионуклида или группе близких по химическим свойствам радионуклидов проще подобрать специфичную устойчивую матрицу для иммобилизации, чем для неразделенной смеси. В данной работе рассматриваются как матрицы на основе монофазных керамик, подходящие для иммобилизации индивидуальных радионуклидов - плутония, америция, так и полифазные керамики, и боросиликатное стекло в качестве финальных форм для неразделенных ВАО.

1.2 Способы изучения химической устойчивости и радиационных повреждений в матрицах для иммобилизации актинидов

1.2.1 Тесты на выщелачивание

Одной из основных качественных характеристик химической устойчивости отвержденных ВАО является выщелачивание элементов (в том числе радионуклидов) из образца. Выщелачиванием называют процесс выхода элемента/радионуклида из твердой фазы (образец) в жидкую фазу (контактный раствор). Количественными показателями выщелачивания являются нормализованная потеря массы образца по данному элементу/радионуклиду [гм-2] и скорость выщелачивания элемента/радионуклида [г м-2 сутки-1]. Для определения этих показателей используют различные стандартные процедуры -тесты на выщелачивание, которые приведены в документах согласно национальной системе стандартизации. Помимо национальных стандартных тестов и методик

часто используются относительно универсальные тесты группы MCC, разработанные в Material Characterization Center, США. Использование одних и тех же тестов разными исследователями по всему миру упрощает интерпретацию и сопоставление результатов. Однако, в ряде случаев для обоснования приемлемости и безопасности формы отходов для захоронения допустимо использование результатов, полученных только по национальным стандартным тестам.

т-ч и о

В целом, все методики определения химической устойчивости можно разделить на статические и динамические. Кроме того, их можно разделить на тесты с использованием монолитных образцов и с использованием порошков, однако и в том, и в другом случае исследователи сталкиваются с трудностями при измерении реальной площади взаимодействия с водой. Ниже рассмотрены наиболее часто применяемые тесты на выщелачивание, а также российская методика по ГОСТ Р 52126-2003.

MCC-1 Static Leach Test Method

Статический тест на выщелачивание, рассчитанный на стекло, керамику, цемент, металлокерамику и стеклокерамику, а также на стеклянные и керамические таблетки в металлической оболочке [8]. Статические условия предполагают, что каждый образец выщелачивается в одном объеме жидкости, без ее замены или пополнения. Эксперимент проводится в ненасыщенных условиях - отношение геометрической поверхности образца к объему раствора не менее 0,01 мм-1. В качестве контактного раствора используют дистиллированную или деионизированную воду, водный раствор хлоридов калия, магния, кальция, натрия, водные растворы силикатов и солей, имитирующие природные грунтовые или подземные воды. Выщелачивание проводится при одной температуре (методикой предусмотрены температуры 40, 70 и 90°С). Стандартная продолжительность теста 28 суток, с проведением экспериментов, длительностью 3, 7 и 14 суток для установления изменений скорости выщелачивания. Для матриц с высокой химической устойчивостью (особенно, кристаллических материалов) целесообразно также проводить тесты большей продолжительности, например, 56, 91, 182 и 364 дня. Контейнер для выщелачивания должен быть сделан из химически инертного материала, часто для этих целей используют фторопласт.

После окончания выщелачивания отбираются аликвоты раствора, фильтруются через фильтр 0,45 мкм. Для учета элементов, сорбировавших на стенках тестового сосуда, проводят десорбцию, например, раствором кислоты. Пробы десорбата анализируются аналогичным образом.

Расчет нормализованной потери массы проводят по формуле:

1 /г-М ,

где т^ - масса элемента г в выщелате, г; ^ - массовая доля элемента в образце до выщелачивания, 8Л - площадь поверхности образца, м-2.

Для радиоактивных образцов и определения выщелачивания радионуклидов через величины активности, можно использовать другую формулу:

а,- 1

N1;=—— , 1 а0 0

где аг - активность изотопа i в выщелате, Бк; а0 - начальная активность изотопа в образце, Бк; W0 - начальная масса образца, г.

Помимо нормализованной потери массы может быть измерена глубина обеднения и изучены фазовые изменения на поверхности образца.

В настоящее время во всем мире методика MCC-1 является основной для тестирования образцов материалов, предназначенных для иммобилизации радионуклидов, и образцов отвержденных отходов. Российский ГОСТ Р 521262003 основан, фактически, на этой методике.

ГОСТ Р 52126-2003

Тест на выщелачивание, частично повторяющий тест MCC-1, разработан во ВНИИ неорганических материалов им. А.А. Бочвара. Определяемым параметром в данном тесте служит скорость выщелачивания, которая рассчитывается как нормализованная потеря массы, отнесенная ко времени выщелачивания. Основной особенностью данного теста является то, что образец каждый раз заливают свежим контактным раствором, то есть данный тест можно рассматривать как условно динамический, с определенной дискретностью пробоотбора. Пробы выщелатов отбираются до установления постоянной скорости выщелачивания, через 1, 3, 7, 10, 14 и 28 дней, и далее каждые 28 дней при необходимости. Таким образом, можно грубо оценить длительность установления равновесия в системе «образец -

раствор». Стандартными температурами являются 25 и 90°С, однако допустимо использовать 40, 70 и 100°С. Отношение объема контактного раствора к открытой геометрической поверхности должно составлять от 3 до 10 см.

В методике в явном виде прописано следующее ограничение на ее использование: «Стандарт не распространяется на отвержденные отходы, находящиеся в условиях длительного хранения и захоронения в глубоких геологических формациях, так как метод, устанавливаемый данным стандартом, не учитывает геохимических и гидрологических условий геологических формаций (давление, скорость движения и состав грунтовой воды) и не пригоден для количественной оценки долговременной стабильности отходов, находящихся в реальных условиях захоронения» [9]. Данное ограничение вполне логично, однако, создает пробел в методическом обеспечении при тестировании отвержденных отходов на соответствие критериям приемлемости. Другие национальные стандарты и методики тестирования отвержденных ВАО в Российской Федерации пока не разработаны.

ASTM Standart C 1285-94. Standart Test Methods for Determing Chemical Durability of Nuclear Waste Glasses: The Product Consistency Test (PCT).

Данный стандарт также является статическим тестом для определения химической устойчивости стекол. Вместо монолитных образцов используются порошки определенной фракции. Включает в себя тесты PCT-A и PCT-B, различающиеся целевым назначением [10].

PCT-A предназначен для контроля химической устойчивости в процессе производства стекла. Это технологически простой метод, хорошо поддающийся автоматизации. Краткосрочный тест, длительность всего 7 дней. Контейнеры для выщелачивания изготавливаются из нержавеющей стали, температура выщелачивания 90°С, масса порошкового образца не менее 1 грамма. Порошок фракции 100 - 200 меш (0,15 - 0,07 мм) предварительно промывается водой и подвергается очистке ультразвуком. Контактный раствор - дистиллированная вода, стандартизованная согласно ASTM. Соотношение объема контактного раствора к массе образца 10 см3 на 1 г.

После окончания эксперимента выщелат анализируется на содержание

радионуклидов и всех элементов, содержание которых в стекле превышает 1%.

15

Дополнительно может быть проанализирован твердый материал, осевший на фильтре. Погрешности определения учитывается путем анализа стандартного раствора теми же методами, что и выщелата.

PCT-B предназначен для изучения химической устойчивости в зависимости от различных параметров. Здесь изменяется температура, масса образца и фракция порошка, соотношение объем раствора : масса образца. Значения параметров могут совпадать с PCT-A. Контейнеры могут быть изготовлены как из нержавеющей стали, так и из фторопласта. Для сравнения устойчивости гомогенных и частично/полностью девитрифицированных образцов используется крупная фракция порошка - менее 40 меш (более 0,4 мм). В целом, тест PCT-B дает более подробную информацию о химической устойчивости стекол, нежели PCT-A.

Большинство статических тестов совпадают между собой, позволяют варьировать параметры выщелачивания, использовать в качестве контактного раствора имитаторы подземных вод, одни и те же наборы интервалов температур. При этом не учитываются динамические факторы (например, скорость потока), которые могут иметь определяющее значение в условиях реального объекта окончательной глубинной изоляции. Динамические тесты на выщелачивание позволяют непрерывно отслеживать изменения скорости выщелачивания и оценить влияние скорости потока на химическую устойчивость образцов. Наиболее распространенные динамические тесты приведены ниже.

MCC-5S Сокслет тест

В данном тесте для выщелачивания используется один и тот же объем контактного раствора, циркулирующий в аппарате Сокслета. Аппарат Сокслета представляет собой экстрактор непрерывного действия, в котором экстрагент (контактный раствор) непрерывно насыщается выщелачиваемыми компонентам образца. Сокслет тест позволяет достичь физико-химического равновесия в системе - «образец-раствор» за минимальное время. Не применяется для выщелачивания легколетучих компонентов, поскольку для обеспечения циркуляции контактного раствора используется режим кипения, с последующим испарением и конденсацией.

SPFT Single-Pass Flow-Through Test

Динамический тест на выщелачивание, при котором образец помещен в специальный контейнер с непрерывно протекающим контактным раствором [11]. Скорость протекания жидкости регулируется насосами. Сама емкость с образцом и контактный раствор находятся в термостате, где поддерживается определенная температура, обычно 90°С. Выщелат собирается в емкость, находящуюся вне печи, и анализируется на содержание интересующих элементов. Скорость выщелачивания рассчитывают по формуле:

(Cj

т =---,

/•S ,

где - концентрация элемента в растворе при j-м отборе выщелата, г/м3; - среднее фоновое содержание элемента, г/м3; q - расход раствора, м3/сутки; f - массовая доля элемента в образце; S - площадь поверхности образца. Эта методика позволяет наглядно отобразить изменения выщелачивания во времени. Кроме того, в данном тесте не происходит накопление продуктов радиолиза воды, которые могут значительно увеличить выщелачивание элементов за счет создания агрессивной среды и поверхностного растворения матрицы образца.

VHT Vapor Hydration Test

Помимо оценки скоростей выщелачивания, не менее важным является изучение фазовых изменений на поверхности матрицы. С этой целью был разработан Vapor Hydration Test (VHT). Условно VHT также можно отнести к группе динамических, однако средой, циркулирующей в системе, является не раствор, а насыщенный водяной пар. Данный тест позволяет использовать температуры выше 100°С, например, 150°С или 200°С и значительно ускорить изменения, происходящие на поверхности образцов [12].

1.2.2 Изучение радиационных повреждений

Для прогнозирования долговременной устойчивости отвержденных отходов

в условиях подземного захоронения необходимо учитывать множество факторов.

Радиационные поля и дозы самооблучения в матрицах отходов несложно

подсчитать, зная загрузку матрицы по отходам и их радионуклидный состав. Но

радиационные эффекты в материалах матрицы и инженерных барьерах, вызванные

17

облучением, гораздо сложнее спрогнозировать и количественно оценить. Такая оценка должна учитывать возможные сценарии эволюции условий объекта окончательной изоляции за очень длительный период времени (десятки или сотни тысяч лет). Разумеется, подобные прогнозы изменений, вызванных радиационными повреждениями, могут быть получены только расчетным путем, на основании математического моделирования. Однако, корректность результата напрямую будет зависеть от исходных данных и экспериментально полученных закономерностей, положенных в основу расчета. Таким образом, экспериментальное изучение радиационных эффектов, накопленных за большой период времени, является незаменимым инструментом для изучения химической устойчивости отвержденных РАО.

Существует несколько подходов к имитации и изучению состаренных отвержденных отходов.

Изучение природных образцов, как аналогов форм отходов

Совершенно логичным подходом представляется изучение природных материалов (минералов), содержащих радионуклиды. Находясь в природных геологических условиях на протяжении миллионов лет, эти минералы накопили значительную дозу самооблучения, несмотря на относительно невысокое содержание и небольшую активность природных радионуклидов (и, ^ и продуктов их распада). Особые интерес представляют процессы аморфизации (метамиктизации) минералов под действием радиационных повреждений, термического или самопроизвольного восстановления кристаллической структуры и поведение радионуклидов в этих процессах [13, 14]. Например, возможным сценарием при рекристаллизации минералов является «сброс» радионуклидов в самостоятельные фазы, такие как UO2 и ^02 [15], что в свою очередь напрямую влияет на химическую устойчивость кристаллической матрицы.

Большое количество публикаций посвящено исследованиям метамиктного циркона [16-20], в том числе, в виде природного «геля» силиката циркония [21], пирохлора [22, 23], монацита [17], колумбита [24, 25]. Более подробно природные минералы урана и тория рассмотрены в разделе 1.3.3, а перспективные матрицы для иммобилизации актинидов, предложенные на основе этих минералов,

рассмотрены в разделе 1.5. Несмотря на информативность изучения природных материалов, этот подход нельзя назвать достаточным, поскольку природные минералы содержат небольшие количества радионуклидов с низкой удельной активностью.

Облучение заряженными частицами и гамма-квантами

Внешнее облучение ускоренными заряженными частицами, ядрами элементов или гамма-квантами может быть использовано для создания большой экспозиционной дозы облучения за короткое время. В этом случае установка «гамма-пушка» имитирует излучение от продуктов деления, содержащихся в неразделенных ВАО (13-^, 144Ce, 154Еи, 243Am и т.д.) [26], а ускоренные заряженные частицы имитируют альфа-излучение актинидов [27].

Облучение ускоренными ядрами элементов (Аи, Аг, Не и т.д.) используется для изучения механизмов радиационных повреждений, в частности, при изучении смещений и каскадов смещений в решетке кристаллических материалов. Внешнее облучение для создания радиационных повреждений получило широкое распространение еще и по той причине, что эксперименты с реальными неразделенными ВАО и актинидами (Ри, Ат, Кр) требуют существенно больших затрат, сложного защитного оборудования, высокой квалификации персонала, лицензированных помещений и, зачастую, не могут быть организованы и согласованы с надзорными организациями в большинстве исследовательских центров. Однако, результаты, полученные с помощью облучения образца на циклотроне или гамма-пушке, нельзя приравнять к результатам, полученным с путем внедрения радионуклидов (в особенности, альфа-эмиттеров) непосредственно в кристаллическую или стекломатрицу. Данный метод может дать полезную информацию о процессах, происходящих в материале под воздействием внешнего облучения, и для выявления основных закономерностей этих процессов. Однако, упрощенное использование полученных данных для обоснования долговременной радиационной и химической устойчивости отвержденных ВАО может быть некорректно.

Ускоренные радиационные повреждения

Наиболее приближенным к реальности методом радиационного «состаривания» образцов является метод ускоренных радиационных повреждений. В его основе лежит использование короткоживущих альфа-излучающих нуклидов ^ (88 лет) и 244Cm (18 лет). Эти радионуклиды обладают большой удельной активностью и позволяют за несколько лет создать в образце дозу эквивалентную нескольким сотням лет хранения отвержденных ВАО [28]. Данный подход универсален и может быть использован для любого типа матрицы как кристаллической [29] так и аморфной. В частности, с использованием 238Pu/244Cm изучались поликристаллические: цирконолит [30], ^-пирохлор [31, 32], монацит [33-35], полифазная керамика Синрок [36], кубический диоксид циркония [28, 34, 37, 38], циркон [20, 28, 34], а также монокристаллы: циркон [28, 34, 39] и монацит [28, 34, 35]. Опубликованы данные по изучению стекол различного состава, допированных 244Сm [27, 40] и 238Pu [41, 42]. В данной работе ускоренные радиационные повреждения в матрицах создавались с помощью внесения 238Pu - от 5 до 10 масс. % в керамики и до 0,5 масс. % в боросиликатное стекло.

1.2.3 Модельные эксперименты в подземных лабораториях

Все предполагаемые места размещения объектов окончательной изоляции

ВАО имеют набор специфических геологических характеристик, которые в

долгосрочной перспективе будут оказывать определяющее влияние на

безопасность всего объекта. Совершенно логичным подходом представляется

создание подземных исследовательских лабораторий (ПИЛ) в тех же вмещающих

породах, что и планируемый объект окончательной изоляции. Тестирование

отвержденных ВАО в реальных условиях позволит сделать предварительные

выводы о химической устойчивости матрицы, подверженной комплексному

влиянию внешних факторов. Подземные исследовательские лаборатории

функционируют во многих странах, планирующих в дальнейшем окончательную

геологическую изоляцию ВАО или ОЯТ. Так, например, ПИЛ Финляндии,

Швеции, Швейцарии и Чехии расположены в гранитных массивах; Франции и

Бельгии - в глинах; Германии - в солевых пластах. Наиболее распространены

эксперименты с нерадиоактивными макетами финальных форм ОЯТ и ВАО в

условиях, имитирующих остаточное тепловыделение, давление вышележащих

20

горных пород, полного и частичного обводнения упаковки. Информация об проводимой экспериментальной работе представлена виде ежегодных отчетов, размещаемых в свободном доступе на сайтах подземных лабораторий или сводных Технических отчетах МАГАТЭ. Однако, большинство подземных лабораторий либо не лицензировано для работы с радиоактивными веществами, либо проводит эксперименты со следовыми (трассерными) количествами радионуклидов (например, лаборатория Гримзель, Швейцария). Таким образом, эксперименты в ПИЛ пока невозможно рассматривать как тесты, полностью отражающие реальные условия.

1.3 Природные и техногенные аналоги матриц, содержащих долгоживущие радионуклиды

1.3.1 Природные минералы и и ТЬ

Изучение природных минералов, содержащих изоморфную примесь долгоживущих радионуклидов представляет несомненный интерес для решения проблемы иммобилизации актинидов и изучения влияния радиационных повреждений на долговременную устойчивость кристаллических матриц, [14, 17, 22, 43]. Среди актинидов собственные природные минералы имеют только уран и торий. Широко распространены и хорошо изучены природные оксиды урана (и02, уранинит) и тория (^02, торианит), имеющие кубическую решетку флюоритового типа. Другим распространенным в природе оксидом урана является настуран или урановая смоляная руда. В большинстве месторождений уран представлен именно урановой смоляной рудой.

Природный уранинит и настуран из-за окислительных процессов не являются стехиометрическими оксидами и02, и рассматриваются как смесь и02 и и03. Уранинит обычно содержит до 10 масс.% ^02, в то время как для настурана примеси тория не характерны [44]. Известны, но малораспостранены ортосиликаты урана (коффинит) и тория (торит), а также титанаты урана (браннерит) и тория (торутит). В уранините и торианите очень часто наблюдается значительная примесь редкоземельных элементов (от нескольких до 10 масс.%), эти минералы также могут содержать большие количества радиогенного свинца и заметное количество радиогенного гелия. Несмотря на то, что исследователями

неоднократно уранинит обсуждался в качестве устойчивого природного аналога облученного ядерного топлива, [45, 46], изучение природных образцов уранинита показывает его низкую химическую устойчивость в геологической среде. Так, при контакте с водой и воздухом характерно образование уранил-гидроксидных, уранил-гидрокарбонатных фаз [44] и других химически неустойчивых вторичных фаз [45]. Однако, некоторые акцессорные минералы, известные как природные концентраторы актиноидов (циркон, монацит, ксенотим, пирохлор, перовскит,

\ и и и и

апатит), обладают высокой химической и радиационной устойчивостью.

Природные минералы, выбираемые в качестве прототипа устойчивых «фаз-носителей» актинидов должны характеризоваться высокой химической, механической и радиационной стойкостью в сочетании с большой емкостью кристаллической структуры к внедрению актинидов в форме твердого раствора. Кроме того, важна геохимическая совместимость минералоподобной матрицы с

и и 1 и и

предполагаемой геологической формацией, в которой будет размещен могильник радиоактивных отходов.

Наиболее перспективными прототипами устойчивых фаз носителей актинидов являются следующие минералы [28, 53]:

1) Тетрагональные ортосиликаты Zr и Ш - циркон, гафнон и промежуточные члены непрерывного твердого раствора ZrSiO4-HfSiO4. Кристаллический циркон, в среднем, содержит не более 10-2 масс.% урана или тория. Максимальные концентрации природных радионуклидов наблюдаются только в аморфных (метамиктных) цирконах. Аморфизация циркона под воздействием самооблучения от примесей Th и U сопровождается существенным снижением плотности до 3,9 г/см3, однако даже полностью метамиктный природный циркон является химически прочным материалом [47, 48].

2) Монацит - моноклинный фосфат с идеализированной формулой CePO4. Реальный химический состав природных монацитов варьирует в широких пределах (в масс. %): Ce2Oз - 26-31; P2O5 - 22-31; сумма оксидов La, Ш, Pr -21-30; Y2Oз - 0,5-3,5; ^2 - 1-28; ZrO2 - до 7; SiO2 - до 6. Известны образцы монацита, содержащие одновременно 16 масс. % UO2 и 11 масс. % ThO2 [49]; 7 масс. % Ш2 и 4 масс.% ThO2 [50]. У монацита невысокая твердость, по

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Зубехина Белла Юрьевна, 2020 год

Список цитируемой литературы

1. Kalmykov S. N., Denecke M. A. // Actinide nanoparticle research. - Springer Германия, 2011. - 440 p.

2. Orlova A.I., Ojovan M.I. Ceramic mineral waste-forms for nuclear waste immobilization // Materials. - 2019. - Vol. 12, - P. 2638.

3. Ojovan M. I., Lee W. E., Kalmykov S. N. An introduction to nuclear waste immobilization // PO BOX 211, Amsterdam, Нидерданды, 1000 AE. - 2019. -497 p.

4. Radioactive Waste Management Glossary // IAEA Edition, Vienna. - 2003.

5. Громов Б.В. Химическая технология облученного ядерного топлива / Б.В. Громов. - М.: Энергоатомиздат. - 1983. - 352 с.

6. Лебедев В.М. Ядерный топливный цикл: Технологии, безопасность, экономика / В.М. Лебедев. - М.: Энергоатомиздат. - 2005. -316 с.

7. Baetsle L.H. Application of Partitioning/Transmutation of Radioactive Materials in Radioactive Waste Management // Lectures given at the Workshop on Hybrid Nuclear Systems for Energy Production, Utilisation of Actinides and Transmutation of Long-lived Radioactive Waste, Trieste, 3 - 7 Sep. 2001.

8. Standard Test Method for Static Leaching of Monolithic Waste Forms for Disposal of Radioactive Waste // ASTM Standard C1220-92.

9. ГОСТ Р 52126-2003 «Отходы радиоактивные. Определение химической устойчивости отвержденных высокоактивных отходов методом длительного выщелачивания» // М.: ИПК Издательство стандартов. - 2003.

10. Standard Test Method for Determine Chemical Durability of Nuclear Waste Glasses: The Product Consistency Test (PCT) // ASTM Standard C1285-94.

11. Standard Practice for Measurement of the Glass Dissolution Rate Using the Single-Pass Flow-Through Test Method // ASTM Standard C1662 - 10.

12. J.S. Luo, W.L. Ebert, J.J. Mazer, J.K. Bates. Simulation of natural corrosion by vapor hydration test: seven years results // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. - 1997. -Vol. 465, - p. 157-162.

13. Ewing R.C., Chakoumakos B.C., Lumpkin G.R., Murakami T. The metamict state // Mater. Res. Soc. Bull. - 1987. - Vol. 12, - № 4. - p. 58-66.

14. Ewing R.C., Chakoumakos B.C., Lumpkin G.R., Murakami T., Greegor R.B., Lytle F.W. Metamict minerals: Natural analogues for radiation damage effects in ceramic nuclear waste forms // Nucl. Instrum. Methods Phys. Res. - 1988. - Vol. 32, - p. 487-497.

15. Гольдшмидт В.М. В сб.: Основные идеи геохимии // Москва, Госхимтехиздат. - 1933.

16. Vance E.R., Anderson B.W. Study of metamict Ceylon zircons // Mineralogical magazine. - 1972. - Vol. 38, - p. 605-613.

17. Meldrum A., Boatner L.A., Weber W.J., Ewing R. C. Radiation damage in zircon and monazite // Geochim. Cosmochim.Acta. - 1998. - Vol. 62, - p. 2509-2520.

18. Ewing R.C., Meldrum A., Wang L.M., Weber W.J., Corrales L.R. Radiation effects in zircon // Zircon. Reviews in Mineralogy and Geochem. Eds. J.M. Hanchar, P.W.O. Hoskin, USA. - 2003. - Vol. 53, - p. 387-425.

19. Geisler T., Zhang M., Salje Ekhard K.H. Resrystallization of almost fuly amorphous zircon under hydrothermal conditions: an infrared spectroscopic study // J. Nuclear Materials. - 2003. - Vol. 320, - p. 280-291.

20. Geisler T., Burakov B., Yagovkina M., Garbuzov V., Zamoryanskaya M., Zirlin V., Nikolaeva L. Structural Recovery of Self-Irradiated Natural and 238Pu-Doped Zircon in an Acidic Solution at 175°C // J. Nucl. Mater. - 2005. - Vol. 336, - p. 2230.

21. Burakov B.E., Smetannikov A.Ph., Anderson E.B. Investigation of Natural and Artificial Zr-silicate Gels // Mat. Res. Soc. Sym. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management XXIX. - 2006. - Vol. 932, - p. 1017-1024.

22. Lumpkin G. R., Ewing R. C. Alpha-decay damage in minerals of the pyrochlore group // Phys Chem Minerals. - 1988. - Vol. 16, - p. 2-20.

23. Bogdanov R.V., Batrakov Y.F., Puchkova E.V., Sergeev A.S., Burakov B.E. Study of Natural Minerals of U-Pyrochlore-Type Structure as Analogues of Plutonium Ceramic Waste-Form // Mat. Res. Soc. Sym. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management. - 2002. - Vol.713, - p. 295-302.

24. Heinrich E. Wm. Radioactive columbite // American mineralogist. - 1962. - Vol. 47, - p. 1363-1379.

25. Ewing R.C. Metamict columbite re-examined // Minerlogical magazine. - 1976. -Vol. 40, - p. 898-899.

26. Rolland S., Tribet M., Jollivet P., Jegou C., Broudic V., Marques C., Ooms H., Toulhoat P. Influence of gamma irradiation effects on the residual alteration rate of the French SON68 nuclear glass // J. Nucl. Mat. - 2013. - Vol. 433, - p. 382-389.

27. Peuget S., Delaye J.-M., Jegou C. Specific outcomes of the research on the radiation stability of the French nuclear glass towards alpha decay accumulation // J. Nucl. Mat. - 2014. - Vol. 444, - p. 534-536.

28. Burakov B.E., Ojovan M.I., Lee W.E. Crystalline Materials Actinide Immobilization // Imperial College Press, Materials for Engineering. - 2010. -Vol.1 - 197 p.

29. 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 Pu-238: Summary of 5 years of research of the V. G. Khlopin Radium Institute // Mater. Res. Soc. Symp. Proc. - 2008. - V. 1107, - p. 381-388.

30. Clinard F.W.Jr., Hobbs L.W., Lands C.C., Peterson D.E., Rohr D.L., Roof R.B. Alpa-decay self-irradiation damage in 238Pu-substituted zirconolite // J. Nucl. Mater. -1982. - Vol. 105, - p. 248-256.

31. Weber W.J., Wald J.W., Matzke Hj. Effect of self-radiation damage in Cm-doped Gd2Ti2O7 and CaZrTi2O7 // J. Nucl. Mater. - 1986. - Vol. 138, - p.196-209.

32. Zamoryanskaya M.V, Burakov B.E., Bogdanov R.V, Sergeev A.S. A Cathodoluminescence Investigation of Pyrochlore, (Ca,Gd,Hf,U,Pu)2Ti2O7, Doped with 238Pu and 239Pu // Mat. Res. Soc. Sym. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management XXV. - 2002. - Vol. 713, - p. 481-485.

33. Burakov B.E., Yagovkina M.A., Garbuzov V.M., Kitsay A.A., Zirlin V.A. Self-Irradiation of Monazite Ceramics: Contrasting Behavior of PuPO4 and (La,Pu)PO4 Doped with Pu-238 // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management XXVIII. - 2004. - Vol. 824, - p.219-224.

34. Бураков Б.Е. Кристаллические минералоподобные матрицы для иммобилизации актиноидов: диссертация... доктора геолого-минералогических наук: 25.00.05// СПбГУ, СПб - 2013. - 186 с.

35. Shiryaev A.A., Nickolsky M.S., Averin A.A., Grigoriev M.S., Zubavichus Y.V., Vlasova I.E., V. G. Petrov V.G., Burakov B.E. // Structural peculiarities of aged 238Pu-doped monazite // MRS Advances. - 2017. - Vol. 1, - p. 4275-4281.

36. Hambley M.J., Dumbill S., Maddrell E.R., Scales C.R. Characterisation of 20 year old 238Pu-doped Synroc C // Mater. Res. Soc. Symp. Proc. - 2008. - V. 1107, - p. 373-380

37. Burakov B.E., Yagovkina M.A., Zamoryanskaya M.V., Kitsay A.A., Garbuzov V.M., Anderson E.B., Pankov A.S. Behavior of 238Pu-Doped Cubic Zirconia under Self-Irradiation // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management XXVII. - 2004. - Vol. 804, - p. 213-217.

38. Burakov B.E. and Yagovkina M.A. A study of accelerated radiation damage effects in PuÜ2 and gadolinia-stabilized cubic zirconia, Zr0.79Gd0.14Pu0.07O1.93, doped with 238Pu // J. Nucl. Mat. - 2015. - Vol. 467, - p. 534-536.

39. Hanchar J.M., Burakov B.E., Anderson E.B., Zamoryanskaya M.V. (2003) Investigation of Single Crystal Zircon, (Zr,Pu)SiÜ4, Doped with 238Pu // Mat. Res. Soc. Sym. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management XXVI. - 2003. -Vol. 757, - p. 215-225.

40. Weber W.J., Turcotte R.P., Bunnell L.R., Roberts F.P., Westsik J.H. Radiation effects in vitreous and devitrified simulated waste glass // Ceramics in Nuclear Waste Management, eds. Chikala T.D. and Mendel J.E., CÜNF-790420, Nationals Technical Information Service, Springfield, Virginia. - 1979. - p. 294-299.

41. Burns, W. G., Hughes, A. E., Marples, J. A. C., Nelson, R. S., Stoneham, A.M. // AERE Rep. R-10189 - 1981.

42. Grambow B., Loida A., Kahl L., Lutze W. Behaviour of Np, Pu, Am, Tc Upon Glass Corrosion in Concentrated Mg(Ca)Ch Solution // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. - 1995. - Vol. 353, - p. 39-46.

43. Lumpkin G.R., Smith K.L., Gierre R., Williams C.T. Geochemical behaviour of host phases for actinides and fission products in crystalline ceramic nuclear waste forms // Energy, Waste, and Environment: A Geochemical Perspective. Eds. Gierre R. and Stille P. Geochemical society, Special Publications, London. - 2004. - p. 89111.

44. Соболева М.В., Пудовкина И.А. Минералы урана. Справочник // Москва. -1957. - 408 с.

45. Finch R.J., Ewing R.C. The corrosion of uraninite under oxidizing conditions. Journal of Nuclear Materials. - 1992. - Vol. 190, - p. 133-156.

46. Janeczek J., Ewing R.C., Oversby V.M., Werme L.O. Uraninite and UO2 in spent nuclear fuel: a comparison // Journal of Nuclear Materials. - 1996. - Vol. 238, -Issue 1. - p. 121-130.

47. Murakami T., Chakoumakos B.C., Ewing R.C., Lumpkin G.R., Weber W. J. Alpha-decay event damage in zircon // Amer. mineral. - 1991. - Vol. 76, - p. 15101532.

48. Lutze W. and Ewing R.C. (Eds.) Radioactive Waste Forms for the Future. - North-Holland Physics Publishing, Нидерланды. - 1988. - 778 р.

49. Gramaccioli C.M. and Segalstad T.V. A uranium- and thorium-rich monazite from a south-alpine pegmatite at Piona, Italy // American. Mineral. - 1978. - Vol. 63, - p. 757-761.

50. Hutton D.C. Uranium thorite and thorium monazite from black sand pay streaks, San Mateo County, Calif // Geolog. Soc. Amer. Bull. - 1951. - Vol. 62, - p. 15181519.

51. Kumral M., Coban H., Caran S. Th-, U- and LREE-bearing grossular, chromian ferriallanite-(Ce) and chromian cerite-(Ce) in scarn xenoliths ejected from the Golcuk maar crater, Isparta, Anatolia, Turkey // Canadian Miner. - 2007. - Vol. 45, - p.1115-1129.

52. Конев А.А., Ушиаповская З.Ф., Кашаев А.А., Лебедева В.С. Тажеранит -новый кальций-титан-циркониевый минерал // ДАН. - 1969. - Т. 186, № 4. - с. 917-920.

53. Юдинцев С.В. Сложные оксиды структурных типов пирохлора, граната и муратаита - матрицы для иммобилизации актинидных отходов ядерной энергетики : диссертация ... доктора геолого-минералогических наук : 25.00.05 // ИГЕМ РАН, Москва. - 2009. - 283 с.

54. USSR State Committee on the Utilization of Atomic Energy, "The Accident at Chernobyl' Nuclear Power Plant and Its Consequences" presented at the

International Atomic Energy Agency Post-Accident Review Meeting, Vienna, August 25-29, 1986.

55. Chernobyl: The Soviet Report // Nuclear News. - 1986. - Vol. 29, - №13.

56. Burakov B.E., Anderson E.B., Galkin B.Ya., Pazukhin E.M., Shabalev S.I. Study of Chernobyl "hot" particles and fuel containing masses: implications for reconstruction the initial phase of the accident // Radiochimica Acta. - 1994. - Vol. 65, - p. 199-202.

57. Burakov B.E., Anderson E.B., Shabalev S.I., Strykanova E.E., Ushakov S.V., Trotabas M., Blanc J-Y., Winter P., Duco J. The Behaviour of Nuclear Fuel in First Days of the Chernobyl Accident // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management XX. - 1997. - Vol. 465, - p. 1297-1308.

58. Burakov B.E., Shabalev S.I., Anderson E.B. Principal Features of Chernobyl Hot Particles: Phase, Chemical and Radionuclide Compositions. In S. Barany, Ed. Role of Interfaces in Environmental Protection, Kluwer Academic Publishers, NATO Science Series, Earth and Environmental Sciences. - 2003. - Vol. 24, - p. 145-151.

59. Pazukhin E.M. Fuel-containing lavas of the Chernobyl NPP 4th block - topography, physicalchemical properties, formation scenario // Radiochemistry. - 1994. - Vol. 36, - №2. - p. 109-154.

60. Боровой A.A., Галкин Б.Я., Криницын A.n., Маркушев B.M., Пазухин ЭМ., Херувимов A.H., Чечеров К.П. Новообразованные продукты взаимодействия топлива с конструкционными материалами 4-го блока Чернобыльской АЭС // Радиохимия. - 1990. - Т. 32, - №6. - с. 659-667.

61. Trotabas M., Blanc J-Y., Burakov B., Anderson E., Duco J. Examination of Chernobyl samples. Impact on the accident scenario understanding // Report DMT/92/309, SETIC/LECR-92/36, Report IPSN/93/02, Report RI-1-63/92, March 1993, Франция. - 1993.

62. Nasirow R., Poeml P. Gamma-ray spectrometry of Chernobyl ceramic samples // Internal Report of JRC Institute of Transuranium Elements. Karlsruhe, Германия. -2013.

63. Киселев А.Н., Ненаглядов А.Ю., Сурин А.И., Чечеров К.П. Экспериментальные исследования лавообразных топливосодержащих масс

(ТСМ) на 4-м блоке ЧАЭС (по результатам исследований 1986-1991 годах) // Препринт ИАЭ, Москва. - 1992.

64. Burakov B.E., Anderson E.B., Strykanova E.E. Secondary Uranium Minerals on the Surface of Chernobyl "Lava" // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management XX. - 1997. - Vol. 465, - p. 1309-1311.

65. Shiryaev A.A., Vlasova I.E., Burakov B.E., Ogorodnikov B.I., Yapaskurt V.O., Averin A.A., Pakhnevich A.V., Zubavichus Y.V., Physico-chemical properties of Chernobyl lava and their destruction products // Progress in Nuclear Energy. -2016. - Vol. 96, - p. 104-118.

66. Rogozin Yu.M., Smirnova E.A., Savonenkov V.G., Krivokhatsky A.S., Avdeev V.A., Sagaidachenko E.Yu. Leaching of radionuclides from some newly formed products, extracted from reactor zone of 4th unit of Chernobyl NPP // Radiochemistry. - 1991. - Vol. 33, - №4. - p. 160-167.

67. Одинцов А.А. Изучение выщелачивания радионуклидов из лавообразных топливосодержащих материалов объекта «Укрытие» // Проблеми безпеки атомних електростанцш i Чорнобиля: наук.-техн. зб. - 2012. - Вып. 19. - с. 7080.

68. Hartch L.P. Ultimate disposal of radioactive wastes // Am. Scientist. - 1953. - Vol. 41, - p. 410-421.

69. Donald I.W., Metcalfe B.L., Taylor R.N.J. Review: The immobilization of high level radioactive wastes using ceramics and glasses // J. Mater. Sci. - 1997. - Vol. 32, - p. 5851-5887.

70. Ewing R.C. Nuclear waste forms for actinides // Proc. Nat. Acad. Sci. - 1999. -Vol. 96 - p. 3432-3439.

71. Stefanovsky S.V., Yudintsev S.V., Giere R., Lumpkin G.R. Nuclear waste forms. // Energy, Waste, and the Environment: A Geochemical Prospective, eds. Giere R. and Stille P. // Geol. Soc., London, Special Publ. - 2004. - Vol. 236, - p. 37-63.

72. Ringwood A.E., Kesson S.E., Reeve K.D., Levins D.M., Ramm E.J. Synroc // in: Radioactive Waste Forms for the Future, eds. W. Litze and R.C. Ewing. Elsevier Science Publishers. - 1988. - p. 233-334.

73. Exharos G.J. Induced swelling in radiation damaged ZrSiO4 // Nucl. Instr. Meth. Phys. Res. - 1984. - B1, - p. 538-541.

74. Burakov B. E. A Study of High-Uranium Technogenous Zircon (Zr,U)SiO4 from Chernobyl "Lavas" in Connection with the Problem of Creating a Crystalline Matrix for High-Level Waste Disposal // Proceedings of International Conference SAFE WASTE -93., 13-18/06/1993, Avignon, France. - 1993. - p. 19-28.

75. Heimann R.B. and Vandergraaf T.T. Cubic zirconia as a candidate waste forms for actinides: Dissolution studies // J. Mater. Sci. Lett. - 1988. - Vol. 7, - p. 583-586.

76. Burakov B., Anderson E., Yagovkina M., Zamoryanskaya M., Nikolaeva E. Behavior of 238Pu-Doped Ceramics Based on Cubic Zirconia and Pyrochlore under Radiation Damage // J. Nucl. Science and Technology. - 2002. - Supplement 3, -p.733-736.

77. Boatner L.A. Dealing possible uses of monazite as an alternative to borosilicate glass. Letter to the US Department of Energy, Office of Basic Energy Sciences, Division of Material Sciences on 28 April 1978.

78. McCarthy G.L., White W.B., Pfoertsch D.E. Synthesis of nuclear waste monazites, ideal actinide hosts for geological disposal // Mater. Res. Bull. - 1978. - Vol. 13, -p. 1239-1245.

79. Boatner L.A and Sales B.C. Monazite // Radioactive Waste Forms for the Future, eds. W. Litze and R.C. Ewing. Elsevier Science Publishers. - 1988. - p. 495-564.

80. Dacheux N., Podor R., Chassigneux B., Brandel V., Genet M. Actinide immobilization in new matrices based on solid solutions: Th4-xMx(PO4)4P2O7, (MIV = 238U, 239Pu) // J. Alloys Compounds. - 1998. - Vol. 271, - p. 236-239.

81. Dacheux N., Thomas A.C., Chassigneux B., Pichot E., Brandel V., Genet M. Study of Th4(PO4)P2O7 and solid solutions with U(IV), Np(IV) and Pu(IV): Synthesis, characterization, sintering and leaching tests // Mater. Res. Soc. Symp. Proc. -1999. - Vol. 556, - p. 85-92.

82. Seida Y., Yuki M., Suzuki K., Sawa T. Sodium zirconium phosphate [NZP] as a host matrix for high level radioactive waste // Mater. Res. Soc. Symp. Proc. - 2003. - Vol. 757, - p. 329-334.

83. Carpena J., Audubert F., Bernache D., Boyer L., Donazzon B., Lacout J.L., Senamaud N. Apatitic waste forms: Process overview // Mater. Res. Soc. Symp. Proc. - 1998. - V. 506, - p. 543-549.

84. Metcalfe B.L., Donald I.W., Scheele R.D., Strachan D.M. Preparation and characterization of a phosphate ceramic for the immobilization of chloride-containing intermediate level waste // Mater. Res. Soc. Symp. Proc. - 2003. - Vol. 757, - p. 265-271.

85. Metcalfe B.L., Donald I.W., Scheele R.D., Strachan D.M. The immobilization of chloride-containing actinide waste in a calcium phosphate ceramic host: Ageing studies // Mater. Res. Soc. Symp. Proc. - 2004. - Vol. 824, - p. 255-260.

86. Burakov B.E. and Strykanova E.E. Garnet solid solution of Y3AbO12-Gd3GasO12-Y3Ga5O12 (YAG-GGG-YGG) as a prospective crystalline host-phase for Pu immobilization in the presence of Ga // Proc. Int. Symp. Waste Management'98, Tucson, AZ, USA, CD-ROM, Rep. 34-05 - 1998.

87. Burakov B.E. and Anderson E.B. Summary of Pu ceramics developed for Pu immobilization (B338247, B501118) // Excess Weapons Plutonium Immobilization in Russia, eds. Jardine L.J. and Borisov G.B., Proc. Meet. For Coordination and Review of work, St. Petersburg, Russia, UCRL-ID-138361. - 2000. - p. 167-179.

88. Burakov B.E., Anderson E.B., Zamoryanskaya M.V., Petrova M.A. Synthesis and Study of 239Pu-Doped Gadolinium-Aluminum Garnet // Mater. Res. Soc. Symp. Proc. - 2000. - V. 608, - p. 419-422.

89. Burakov B.E., Anderson E.B., Knecht D.A., Zamoryanskaya M.V., Strykanova E.E., Yagovkina M.A. Synthesis of Garnet/Perovskite-Based Ceramic for the Immobilization of Pu-Residue Wastes // Mater. Res. Soc. Symp. Proc. - 1999. -Vol. 556, - p. 55-62.

90. Ringwood A.E. Safe Disposal of High-Level Nuclear Reactor Wastes: A New Strategy // Australian National University Press, Canberra, Австралия - 1978.

91. Vance E.R., Chavara D.T., Gregg D.J. Progress on Ongoing Waste form HIP projects at ANSTO // Mat. Res. Soc. Sym. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management XLI. - 2018. - Vol. 3 - Issue 20. - p. 1059-1064.

92. Maddrell E.R., Abraitis P.K. Ceramic wasteforms for the conditioning of spent MOX fuel wastes // Mater. Res. Soc. Symp. Proc. - 2004. - Vol. 807, - p. 231-236.

93. Ebbinghaus B., VanKonynenburg R.A., Ryerson F.J., Vance E.R., Stewart M.W.A., Jostsons A., Allender J.S., Rankin T., Gongdon J. Ceramic formulation for the

immobilization of plutonium // Proc. Int. Symp. Waste Management'98, Tucson, AZ, USA, CD-ROM, Rep. 65-04 - 1998.

94. Strachan D.M., Scheele R.D., Buck E.C., Kozelinsky A.E., Sell R.L., Elovich R.J. and Buchmiller W.C. Radiation damage effects in candidate titanates for Pu diaposition: Zirconolite // J. Nucl. Mat. - 2008. - Vol. 372, - p. 16-31.

95. Poirot I., Kot W.K., Shalimoff G., Edelstein N.M., Abraham M.M., Finch C.B., Boatner L.A. Optical and EPR investigations of Np4+ in single crystals of ZrSiO4 // Phys. Rev. - 1988. - B 37, - p. 3255-3264.

96. Poirot I., Kot W.K., Edelstein N.M, Abraham M.M., Finch C.B., Boatner L.A. Optical study and analysis of Pu4+ in single crystals of ZrSiO4 // Phys. Rev. - 1989. - B 39, - p. 6388-6394.

97. Бураков Б.Е., Бритвин С.Н., Михеева Е.Э., Ильинский Г.А., Андерсон Е.Б., Пазухин Э.М., Николаева Л.Д., Цирлин В.А., Богданова А.Н. Исследование техногенного циркона из Чернобыльских «лав» // ЗВМО. - 1991. - № 6. - с. 39-44.

98. Anderson E.B., Burakov B.E., Pazukhin E.M. High-Uranium Zircon from "Chernobyl Lavas" // Radiochimica Acta. - 1993. - Vol. 60, - p. 149-151.

99. Burakov B.E., Anderson E.B., Zamoryanskaya M.V., Yagovkina M.A., Strykanova E.E., Nikolaeva E.V. Synthesis and Study of 239Pu-Doped Ceramics Based on Zircon, (Zr,Pu)SiO4, and Hafnon, (Hf,Pu)SiO4 // Mat. Res. Soc. Sym. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management XXIV. - 2001. - Vol. 663, - p. 307-313.

100. Kinoshita H., Kuramoto K-I., Uno M., Yamanaka S., Banba T. Phase stability and mechanical properties of yttria-stabilized zirconia form for partitioned TRU wastes // Proc. 2nd Int. Symp. NUCEF'98, Hitachinaka, Ibaraki, Japan, JAERI-Conf.99-004, Part I. - 1998. - p. 307-326.

101. Timofeeva L.F, Nadykto B.A., Orlov V.K., Malyukov E.E., Molomin V.I., Zhmak V.A., Semova E.A., Shishkov N.V. Preparation and study of the critical-mass-free plutonium veramics with neuron poisons Hf, Gd and Li // J. Nucl. Science and Technology. - 2002. - Suppl. 3, - p. 729-732.

102. Raison P.E., Haire R.G., Assefa Z. Fundamental aspects of Am and Cm in zirconia-based materials: Investigations using X-ray diffraction and Raman spectroscopy // J. Nucl. Sci. Tech. - 2002. - Suppl. 3, - p. 725-728.

103. Sikora R.E., Raison P.E., Haire R.G. Self-irradiation induced structural changes in the transplutonium pyrochlores An2Zr2O7 (An = Am, Cf) // J. Solid State Chemistry. - 2005. - Vol. 178, - p. 578-583.

104. Carrol D. The system PuO2-ZrO2 // J. Amer. Ceram. Soc. - 1963. - Vol. 46, - p. 194-195.

105. Furuya H., Muraoka S., Muromura T. Feasibility study of rock-like fuel and glass waste form for disposal of weapons plutonium // Disposal of Weapon Pluonium, eds. Merz E.R. and Walter C.E., NATO ASI series, Kluwer Academic Publisher, Dordrecht. - 1996. - p. 107-121.

106. Degueldre C., Hellwig C.H. Study of a zirconia based inert matrix fuel under irradiation. // J. Nucl. Mater. - 2003. - Vol. 320, - p. 96-105.

107. 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, Бюлл. №2 - 5 с.

108. Boatner L.A., Beall G.W., Abraham M.M., Finch C.B., Huray P.C., Rapaz M. Monazite and other lanthanide orthophosphates as alternative actinide waste forms. // Mat. Res. Soc. Sym. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management. -1980. - Vol. 2, - p. 289-296.

109. Arinicheva Y., Popa K., Scheinost A.C., Rossberg A., Dieste-Blanco O., Raison P., Cambriani A., Somers J., Bosbach D., Neumeier S. Structural investigations of (La,Pu)PO4 monazite solid solutions: XRD and XAFS study // J. of Nuc. Mat. -2017. - Vol. 493, - p. 404-411.

110. Волков Ю.Ф., Томилин С.В., Орлова А.И., Лизин А.А., Спиряков В.И., Лукиных А. Н. Фосфаты актиноидов AIM2 IV(PO4)3 (MIV = U, Np, Pu; AT = Na, K, Rb) ромбоэдрического строения // Радиохимия. - 2003. - Т. 45, - № 4. - с. 289297.

111. Федоров Ю.С., Шмидт О.В., Бураков Б.Е., Гарбузов В.М., Кицай А.А., Петрова М.А. Способ иммобилизации жидких РАО в керамику // Патент № 2432631. - 2010. - Бюлл. №30 от 27.10.11.

112. Harker A.B., White W.B. Leaching mechanisms in polyphase ceramic high-level nuclear waste forms // Advances in Ceramics. - 1987 - Vol. 20.

113. Mitamura H., Matsumoto S., Stewart M.W.A., Tsuboi T., Hashimoto M., Vance E.R., Hart K.P, Togashi Y., Kanazawa H., Ball C.J., White T.J. a-Decay Damage Effects in Curium-Doped Titanate Ceramic Containing Sodium-Free High-Level Nuclear Waste // J. Amer. Ceram. Soc. - 1994. - Vol. 77, - Issue 9. - p. 2255-2264.

114. Nikolaeva E.V., Burakov B.E. Investigation of Pu-Doped Ceramics Using MCC-1 Leach Test // Mat. Res. Soc. Sym. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management XXV. - 2002. - Vol. 713, - p.429-432.

115. Burakov B.E., Anderson E.B. Durability of actinide ceramic waste forms under conditions of granitoid rocks // (CD-ROM) Proc. Intern. Conf. Waste Management'02, USA - 2002.

116. Icenhower J. P., McGrail B. P., Strachan D. M., ScheeleR. D., Legore V. L., Rodriguez E. A., Steele J. L., Brown C. F., O'Hara M. J. Experimental Determination of the Dissolution Kinetics of Plutonium- and Uranium-Bearing Ceramics at 90°C // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. Scientific Basis for Nuclear Waste Management. - 2002. - Vol. 713, - p.JJ11.38.1-JJ11.38.8

117. Strachan D.M., Scheele R.D., Buchmiller W.C., Vienna J.D., Sell R.L. and Elovich R.J. Preparation of 238Pu-ceramics for radiation damage experiments // Report PNNL-13251 under contract DE-A-C06-76RLO 1830, USA. - 2000.

118. Перевалов С.А. Инкорпорирование актиноидов в минералоподобные матрицы // Рос. хим. ж. - 2005. - т. XLIX, - № 2. - c.107-114.

119. Icenhower, J. P., Strachan D. M., Lindberg M. M., Rodriguez E. A., and Steele J. L. Dissolution Kinetics of Titanate-Based Ceramic Waste Forms: Results from Single-Pass Flow Tests on Radiation Damaged Specimens // Report PNNL-14252, Pacific Northwest National Laboratory, Richland, Wash. - 2003.

120. Мерлушкин А.О., Очкин А.В., Ровный С.И. Бобылев А.И, Стефановский С.В. Допирование перовскита МтМпО3 весовыми количествами Pu и Am // Радиохимия. - 2009. - Т. 51, - № 2. - с.175-177.

121. Aloy A.S., Kovarskaya E.N. Koltsova T.I., Samoylov S.E. Immobilization of Am-241, formed under plutonium metal conversation, into monazite-type ceramics // Radioactive Waste Management and Environmental Remediation - ASME 2001.

122. Dacheux N., Clavier N., Podor R. Monazite as a promising long-term radioactive waste matrix: Benefits of high-structural flexibility and chemical durability // American Mineralogist. - 2013. - Vol. 98, - p. 833-847.

123. Cao Q., Isakov A.I., Liu Xiaodong, Krivovichev S.V., Burakov B.E. A study of natural metamict yttrium niobate as analogue of actinide ceramic waste form // Mater. Res. Soc. Symp. Proc. Scientific basis for nuclear waste management XXXVII. -2014. - Vol. 1665, - p.313-318.

124. Цюсян Цао. Радиационные повреждения в природных минералах как аналогах матриц для захоронения радиоактивных форм отходов: диссертация... кандидата геолого-минералогических наук: 25.00.05 // СПбГУ, СПб. - 2014. -88 с.

125. Zamoryanskaya M. V., Burakov B. E. Electron Microprobe Investigation of Ti-Pyrochlore Doped with Pu-238 // Mat. Res. Soc. Symp. Proc. - 2004. - Vol. 824, -p. 231-236.

126. Modin A., Butorin S. M., Vegelius J., Olsson A., Englund C.-J., Andersson J., Werme L., Nordgren J., Kaambre T., Skarnemark G. and Burakov B. E. Closed source experimental system for soft x-ray spectroscopy of radioactive materials // Rev. Sci. Instr. - 2006. - Vol. 79, - p. 93-103.

127. Hanchar J.M., Finch R.J., Hoskin P.W.O., Watson E.B., Cherniak D.J., Mariano

A.N. Rare earth elements in synthetic zircon. Synthesis and rare earth element and phosphorus doping // Amer. Mineral. - 2001. - Vol. 86, - p. 667-680.

128. Пазухин ЭЖ. Лавообразные топливосодержащие массы 4-го блока Чернобыльской АЭС: топография, физико-химические свойства, сценарий образования // Радиохимия. - 1994. - Т. 36, - вып.2. - с. 97-142.

129. K.D. Reeve, D.M. Levins, B.W. Seatonberry, R.K. Ryan, K.P. Hart and G.T. Stevens, Final Report on Fabrication and Study of Synroc Containing Radioactive waste Elements, Report No AAEC/C60. - 1987.

130. Hart K.P., Zhang Y., Loi E., Aly Z., Stewart M.W., Brownscombre A., Ebbinghaus

B.B. and Bourcier W. Durability of Titanate Ceramics Designed to Immobilize Excess Plutonium // Mater. Res. Soc. Symp. Proc. - 2000. - Vol. 608, - p. 353-358.

131. Takeno N. Atlas of Eh-pH diagrams (Intercomparison of thermodynamic databases) (PDF Report) // Tsukuba, Ibaraki, Japan: National Institute of Advanced Industrial Science and Technology. - 2005. - p. 202-230.

132. Valcke E., Gysemans M., Moors H., Van Iseghem P., Godon N., Jollivet P. Leaching and migration of Np, Pu, and Am from a-doped SON68 HLW glass in contact with dense clay // Mat. Res. Soc. Proc. - 2006. - Vol. 932, - p.9.

133. Shiryaev A.A., Zubavichus Ya.V., Stefanovsky S.V., Ptashkin A.G., Marra J.C. EXAFS of Pu and Hf LIII Edge in Lanthanide-Borosilicate Glass // Proc. Mat. Research Soc. Symp. - 2010. - Vol. 1193, - p. 259-265.

134. Vernaz E.Y., Godon N.: Leaching of Actinides from Nuclear Waste Glass: French Experience // Mat. Res. Soc. Sym. Proc. - 1991. - Vol. 257, - p. 37.

135. Menard O., Advocat T., Ambrosi J.P., Michard A.: Behaviour of actinides (Th, U, Np and Pu) and rare earths (La, Ce and Nd) during aqueous leaching of a nuclear glass under geological disposal conditions // Appl. Geochemistry. - 1998. - Vol. 13, - p. 105.

136. Advocat T., Menard O., Chouchan J., Jollivet P. Retention des actinides et des Terres Rares dans les gels d'alteration du verre R7T7 // In: CEA/Valrho summer session. Glass scientific research for high performance containment. Mejannes-Le-Clap (France), 31 Aug - 7 Sep 1997.

137. Ojovan M.I., Burakov B.E., Lee W.E., Radiation-induced microcrystal shape change as a mechanism of wasteform degradation // Journal of Nuclear Materials. -2018. - Vol. 501, - p. 162-171

138. Anamul H. Mir, B. Boizot, T. Charpentier, M. Gennisson, M. Odoricod, R. Podor, C. Jegou, S. Bouffard, S. Peuget. Surface and bulk electron irradiation effects in simple and complex glasses // Journal of Non-Crystalline Solids - 2016. - Vol.453, - p. 141-149.

139. Shiryaev A.A., Hinks J.A. Marks N. A., Greaves G., Valencia F.V., Donnely S.E., Gonzalez R.I., Kiwi M., Trigub A.L., Bringa E.M., Fogg J.L., Vlasov I.I., Ion implantation in nanodiamonds: size effect and energy dependence // Scientific Reports. - 2018. - Vol. 8, - Article 5099.

Благодарности

Автор выражает глубокую благодарность своим научным руководителям Б.Е. Буракову и В.Г. Петрову.

В работах, связанных с синтезом и изучением высокорадиоактивных образцов, помимо диссертанта, участвовали Б.Е. Бураков, О.Г. Богданова, А.А. Кицай (АО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина»), В.Г. Петров, И.Э. Власова (МГУ) и А.А. Ширяев (ИФХЭ РАН). Помощь в проведении аналитических работ оказали Н.К. Петрова, О.А. Азарченко, В.А. Карасев и Ю.Ю. Петров (АО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина»). Всем перечисленным коллегам автор выражает благодарность за помощь и содействие. Автор благодарит за ценные замечания А.П. Новикова (ГЕОХИ РАН) и И.А. Преснякова (МГУ).

Работа выполнена при финансовой поддержке Российского Фонда Фундаментальных Исследований по проектам №17-303-50018 (2017-2018 гг.) и №18-33-01182 (2018-2020 гг.), организации экономического сотрудничества и развития (OECD) в рамках международного проекта TCOFF (2018-2020 гг.), а также техническом содействии со стороны АО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина».