RU2524930C1 - Composition for long-term storage of transuranium elements - Google Patents
Composition for long-term storage of transuranium elements Download PDFInfo
- Publication number
- RU2524930C1 RU2524930C1 RU2013111896/07A RU2013111896A RU2524930C1 RU 2524930 C1 RU2524930 C1 RU 2524930C1 RU 2013111896/07 A RU2013111896/07 A RU 2013111896/07A RU 2013111896 A RU2013111896 A RU 2013111896A RU 2524930 C1 RU2524930 C1 RU 2524930C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- composition
- palladium
- elements
- transuranium elements
- oxides
- Prior art date
Links
Abstract
Description
Изобретение относится к области изоляции радиоактивных отходов, образующихся при переработке облученного топлива атомных электростанций (АЭС), а именно к области иммобилизации трансурановых элементов.The invention relates to the field of isolation of radioactive waste generated during the processing of irradiated fuel from nuclear power plants (NPPs), and in particular to the field of immobilization of transuranium elements.
Наиболее эффективно заявляемое изобретение может быть использовано в процессе переработки отработавшего топлива АЭС с целью длительной и надежной изоляции трансурановых элементов и одновременно с сохранением возможности их извлечения и использования, или для дальнейшей переработки с использованием процесса трансмутации.Most effectively, the claimed invention can be used in the process of processing spent fuel from nuclear power plants with the goal of long-term and reliable isolation of transuranic elements and at the same time while maintaining the possibility of their extraction and use, or for further processing using the transmutation process.
Относительная опасность долгоживущих радионуклидов при их размещении в хранилище через различные интервалы времени определяется с помощью дозовых коэффициентов fi (Зв/Бк). Показано, что через 1000 лет выдержки наибольшую радиационную опасность представляют: 99Tc, 129I, 239Pu, 240Pu, 241Am и 243Am. Для распада первых трех необходимо время, превышающее 105 лет (Бабаев Н.С., Очкин А.В., Глаголенко Ю.В. и др. Принципы подбора матриц для включения высокоактивных отходов / Тезисы докл., 4-я Всероссийская конф. по радиохимии, 20-25 окт. 2003, Озерск, с.189-190.).The relative danger of long-lived radionuclides when they are stored in the storage at different time intervals is determined using dose factors f i (Sv / Bq). After 1000 years of exposure, it was shown that the greatest radiation hazard are: 99 Tc, 129 I, 239 Pu, 240 Pu, 241 Am and 243 Am. For the decay of the first three, a time exceeding 10 5 years is needed (Babaev N.S., Ochkin A.V., Glagolenko Yu.V. et al. on radiochemistry, October 20-25, 2003, Ozersk, pp. 189-190.).
Степень изоляции отходов, помещенных в могильнике, зависит от состояния системы захоронения, которая включает инженерные барьеры (матрица, содержащая радионуклиды, контейнер, буферный материал) и природный барьер - вмещающую породу. Эта система должна обеспечить степень изоляций радионуклидов в течение заданного интервала времени, которая вытекает из основных требований и критериев долговременной радиационной безопасности хранилищ.The degree of isolation of the waste placed in the repository depends on the state of the disposal system, which includes engineering barriers (a matrix containing radionuclides, a container, buffer material) and a natural barrier - the host rock. This system should provide the degree of radionuclide isolation during a given time interval, which follows from the basic requirements and criteria for the long-term radiation safety of storage facilities.
Для кондиционирования высокоактивных отходов (ВАО) в промышленном масштабе в настоящее время применяют исключительно остекловывание. Для иммобилизации ВАО выбраны натриевые боросиликатные стекла, обладающие хорошей устойчивостью и которые получают при относительно низкой температуре (1200°C).For the conditioning of high level waste (HLW) on an industrial scale, currently only vitrification is used. To immobilize HLW, sodium borosilicate glasses with good stability were selected and obtained at a relatively low temperature (1200 ° C).
В качестве потенциальных матриц для иммобилизации U, Pu и Am были исследованы стекла, содержащие 55% оксидов лантаноидов (Bois L. et al. Aqueous Corrosion of Lanthanum Alumasilicate Glasses: Influence of Inorganic Anions / J. Nucl. Mater., 2002, v.300, № 2-3, p.141-150.).Glasses containing 55% lanthanide oxides have been investigated as potential matrices for immobilizing U, Pu, and Am (Bois L. et al. Aqueous Corrosion of Lanthanum Alumasilicate Glasses: Influence of Inorganic Anions / J. Nucl. Mater., 2002, v. 300, No. 2-3, p. 141-150.).
Известен способ получения синрока - полифазной титанатной кристаллической керамики для иммобилизации ВАО. В его состав входят синтетические аналоги природных минералов: цирконолит (CaZrTi2O7, 30 вес.%), голландит (BaAl2Ti2O7, 30 вес.%), перовскит (CaTiO3, 20 вес.%), рутил (TiO2, 15 вес.%), а также металлические сплавы (5 вес.%). Актиноиды проявляют очень прочную локализацию в синроке. Например, скорость выщелачивания Cm при 70°C составляет 8·10-6 г/м2·сут в начальный период времени и через 500 дней снижается до значения 6-10-8 г/м2·сут(Jostsons A. Status of Synroc Development / Trams. Am. Nucl. Soc., 1994, v.70, Suppl. 1, p.865-871).A known method of producing synroc - polyphase titanate crystalline ceramics for immobilization of HLW. It consists of synthetic analogues of natural minerals: zirconolite (CaZrTi 2 O 7 , 30 wt.%), Hollandite (BaAl 2 Ti 2 O 7 , 30 wt.%), Perovskite (CaTiO 3 , 20 wt.%), Rutile ( TiO 2 , 15 wt.%), As well as metal alloys (5 wt.%). Actinides exhibit very strong localization in the synroc. For example, the leaching rate of Cm at 70 ° C is 8 · 10 -6 g / m 2 · day in the initial period of time and after 500 days it decreases to a value of 6-10 -8 g / m 2 · day (Jostsons A. Status of Synroc Development / Trams. Am. Nucl. Soc., 1994, v. 70, Suppl. 1, p. 865-871).
Известны способы синтеза и других материалов, пригодных для иммобилизации актиноидов в кристаллических фазах. В качестве наиболее перспективных рассматриваются пирохлор, цирконолит, циркон, диоксид циркония, перовскит, гранат и монацит.Known methods of synthesis and other materials suitable for immobilization of actinides in crystalline phases. The most promising ones are pyrochlore, zirconolite, zircon, zirconium dioxide, perovskite, garnet and monazite.
Достоинством перечисленных классов соединений является их высокая химическая и радиационная устойчивость, что позволяет использовать их в качестве материалов для надежной изоляции долгоживущих радионуклидов и трансурановых элементов.The advantage of these classes of compounds is their high chemical and radiation resistance, which allows them to be used as materials for reliable isolation of long-lived radionuclides and transuranic elements.
Вместе с тем, именно высокая химическая устойчивость указанных материалов исключает любую возможность проводить извлечение из них трансурановых элементов, которые в будущем могли бы быть использованы или направлены на дальнейшую переработку с использованием процесса трансмутации.However, it is the high chemical stability of these materials that precludes any possibility of extracting transuranic elements from them, which could be used in the future or sent for further processing using the transmutation process.
Наиболее близкой к заявляемой в изобретении является керамическая композиция для иммобилизации актинидов, описанная в патенте США (US 6,320,091, patent application).Closest to the claimed invention is a ceramic composition for immobilizing actinides described in US patent (US 6,320,091, patent application).
Данная композиция по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близка к заявляемой и выбрана в качестве прототипа.This composition in its technical essence and the achieved effect is closest to the claimed and selected as a prototype.
В качестве материала для иммобилизации актинидов используется титанатная керамика, включающая пирохлор, браннерит и рутил. Процесс получения керамической композиции включает окисление актинидов, измельчение (помол) оксидов до состояния пудры, смешивание измельченных оксидов с керамическими добавками, холодное прессование смеси и спекание прессованного материала.As a material for immobilization of actinides, titanate ceramics are used, including pyrochlore, brannerite and rutile. The process of obtaining a ceramic composition includes the oxidation of actinides, grinding (grinding) of oxides to a state of powder, mixing crushed oxides with ceramic additives, cold pressing of the mixture and sintering of the pressed material.
Недостатком данной композиции является невозможность извлечения ТПЭ из полученного керамического материала. Вполне очевидно, что данная композиция не может быть использована в качестве мишени в процессе трансмутации, где после цикла облучения предполагается растворение и переработка раствора для последующего цикла облучения.The disadvantage of this composition is the inability to extract TPE from the obtained ceramic material. It is quite obvious that this composition cannot be used as a target in the transmutation process, where after the irradiation cycle, it is supposed to dissolve and process the solution for the subsequent irradiation cycle.
Другим недостатком данной композиции являются неудовлетворительные физические характеристики, в первую очередь низкая теплопроводность получаемого керамического материала.Another disadvantage of this composition is the unsatisfactory physical characteristics, primarily the low thermal conductivity of the resulting ceramic material.
Задача, решаемая предлагаемым изобретением, заключается в получении композиции, пригодной для долговременного хранения трансурановых элементов и сохранения возможности их извлечения в будущем для использования, например, в процессе трансмутации.The problem solved by the invention is to obtain a composition suitable for long-term storage of transuranic elements and preserve the possibility of their extraction in the future for use, for example, in the process of transmutation.
Для достижения указанного технического результата предлагается использовать композицию, включающую оксиды ТУЭ и металлический палладий в соотношении компонентов, мас.%: оксид трансурановых элементов - 30-70, металлический палладий - 70-30.To achieve the specified technical result, it is proposed to use a composition comprising TUE and metal palladium oxides in the ratio of components, wt.%: Transuranium oxide of the elements is 30-70, palladium metal is 70-30.
Отличительной чертой палладия, по сравнению с остальными платиноидами, является его способность растворяться в азотной кислоте. Поэтому, если в будущем будут использованы материалы на основе палладия для иммобилизации и длительного хранения ТУЭ и возникнет необходимость их извлечь, будет достаточно провести растворение композиции в азотной кислоте с последующим извлечением (разделением) интересующих элементов (например, америций, кюрий).A distinctive feature of palladium, in comparison with other platinoids, is its ability to dissolve in nitric acid. Therefore, if in the future materials based on palladium are used for immobilization and long-term storage of TUE and there is a need to extract them, it will be enough to dissolve the composition in nitric acid with the subsequent extraction (separation) of the elements of interest (for example, americium, curium).
Именно поэтому представляет интерес использование композиции с палладием и в качестве мишеней для трансмутации этих же элементов.That is why it is of interest to use the composition with palladium and as targets for transmutation of the same elements.
В качестве материалов для иммобилизации ТУЭ, предлагается использовать “реакторный” палладий, являющийся продуктом деления ядерного топлива (Содержание реакторного “палладия” в топливе реакторов ВВЭР, в зависимости от выгорания, составляет 1,0-1.8 кг на тонну).It is proposed to use “reactor” palladium as a fission product of nuclear fuel as materials for immobilizing TUE (The content of reactor “palladium” in the fuel of VVER reactors, depending on the burnup, is 1.0-1.8 kg per ton).
Предложенная композиция получается следующим образом.The proposed composition is obtained as follows.
Оксиды трансурановых элементов смешивают с порошком металлического палладия, в соотношении компонентов, мас.%: оксиды трансурановых элементов: 30-70, металлический палладий: 70-30, и полученная смесь подвергается горячему прессованию.The oxides of transuranic elements are mixed with metal palladium powder, in the ratio of components, wt.%: Oxides of transuranic elements: 30-70, palladium metal: 70-30, and the resulting mixture is subjected to hot pressing.
Полученная композиция обладает высокой химической устойчивостью, что обеспечивает безопасные условия хранения выделенных трансурановых элементов без ограничения срока хранения.The resulting composition has high chemical resistance, which ensures safe storage conditions of the isolated transuranic elements without limiting the shelf life.
С целью достижения более высокой химической устойчивости матричной композиции прессованные таблетки могут быть подвергнуты химическому палладированию. Для нанесения защитного палладиевого покрытия (дополнительного барьера) применяется обычный состав, используемый для химического палладирования. Состав электролита, г/л: палладия хлорид - 3÷5; 25%-ный раствор аммиака водный - 15÷30; натрия гипофосфит - 10÷30; и натрия тиосульфат - 0,025÷0,035. Температура,°C - 40-60 (Гальванотехника. Справочник. М.: Металлургия. С.568).In order to achieve a higher chemical resistance of the matrix composition, the compressed tablets may be chemically pallated. For applying a protective palladium coating (additional barrier), the usual composition used for chemical palladium is used. The electrolyte composition, g / l: palladium chloride - 3 ÷ 5; 25% aqueous ammonia solution - 15 ÷ 30; sodium hypophosphite - 10 ÷ 30; and sodium thiosulfate - 0.025 ÷ 0.035. Temperature, ° C - 40-60 (Electroplating. Handbook. M.: Metallurgy. S.568).
После проведения указанных операций проводится окончательная изоляция полученной композиции в контейнере, который помещают в хранилище.After carrying out these operations, the final isolation of the resulting composition is carried out in a container that is placed in storage.
Преимуществом заявляемой композиции является высокая химическая устойчивость в сочетании с возможностью выделения трансурановых элементов. Для этого достаточно провести растворение композиции (таблеток) в азотной кислоте и провести выделение ТУЭ с использованием известных способов (экстракции или сорбции). Данная операция необходима в случае использования заявляемой композиции в качестве мишени для транмутации ТУЭ.An advantage of the claimed composition is its high chemical stability in combination with the possibility of isolating transuranic elements. To do this, it is enough to dissolve the composition (tablets) in nitric acid and to isolate TUE using known methods (extraction or sorption). This operation is necessary in the case of using the inventive composition as a target for transplantation of TUE.
Вышеизложенное иллюстрируется следующими примерами.The foregoing is illustrated by the following examples.
Пример 1.Example 1
Формирование таблетки из металлического палладия с наполнителем (оксид европия) проводили на установке, которая состоит из высокочастотного генератора, форвакуумной камеры, насосной станции и пресса. Прессование проводили в среде аргона.The formation of a tablet of metallic palladium with a filler (europium oxide) was carried out in a facility that consists of a high-frequency generator, a fore-vacuum chamber, a pump station, and a press. Pressing was carried out in argon medium.
(В качестве аналога трансурановых элементов нами был использован европий, наиболее близкий по своим химическим свойствам к америцию и кюрию).(As an analogue of transuranic elements, we used europium, which is closest in its chemical properties to americium and curium).
Взвешенные порции порошков (0,79 г металлического палладия и 0,79 г оксида европия) перемешивали и помещали в пресс-форму, изготовленную из графита марки АГ-1500. (Методика приготовления порошков оксида европия включала операции растворения нитрата европия в воде, осаждение оксалата и прокалку осадка). Полученный оксид европия растирали в агатовой ступке.Weighted batches of powders (0.79 g of metallic palladium and 0.79 g of europium oxide) were mixed and placed in a mold made of AG-1500 graphite. (The procedure for preparing europium oxide powders included the steps of dissolving europium nitrate in water, precipitating oxalate, and calcining the precipitate). The resulting europium oxide was triturated in an agate mortar.
Пресс-форму помещали внутри индуктора. Камера вакуумировалась при помощи форвакуумного насоса и затем заполнялась аргоном. Прессование порошка проводилось в течение 1 часа при температуре 300°C и давлении 1500 кг/см2.A mold was placed inside the inductor. The chamber was evacuated using a foreline pump and then filled with argon. The powder was pressed for 1 hour at a temperature of 300 ° C and a pressure of 1500 kg / cm 2 .
После завершения прессования и охлаждения плотность полученной таблетки составила 5,02 г/см3.After completion of the pressing and cooling, the density of the obtained tablet was 5.02 g / cm 3 .
Полученные после прессования таблетки Pd+Eu2O3 имеют четко выраженную фазовую структуру, соответствующую исходным компонентам (Eu2O3, Pd), что подтверждается данными, полученными с использованием рентгеновского микроанализатора и растрового электронного микроскопа.Pd + Eu 2 O 3 tablets obtained after pressing have a clearly defined phase structure corresponding to the initial components (Eu 2 O 3 , Pd), which is confirmed by data obtained using an X-ray microanalyzer and scanning electron microscope.
Результаты определения скорости выщелачивания европия, из полученного образца, приведены в табл.1. (Для определения химической устойчивости образцов был выбран статический метод определения скоростей выщелачивания в дистиллированной воде (ГОСТ Р 52126-2003)).The results of determining the leaching rate of europium from the obtained sample are given in table 1. (To determine the chemical stability of the samples, a static method was chosen to determine the leaching rate in distilled water (GOST R 52126-2003)).
Пример 2.Example 2
Формирование таблетки из металлического палладия с оксидом европия проводили на той же установке, описанной в примере 1.The formation of palladium metal tablets with europium oxide was carried out on the same setup described in example 1.
Смесь порошков (масса 1,55) с соотношением 30% металлического палладия и 70% оксида европия помещали в пресс-форму.A mixture of powders (weight 1.55) with a ratio of 30% metallic palladium and 70% europium oxide was placed in the mold.
Прессование порошка проводилось в течение 2 часов при температуре 300°C и давлении 1500 кг/см2.The powder was pressed for 2 hours at a temperature of 300 ° C and a pressure of 1500 kg / cm 2 .
После завершения прессования и охлаждения плотность полученной таблетки составила 4,98 г/см3.After the completion of pressing and cooling, the density of the obtained tablet was 4.98 g / cm 3 .
Скорость выщелачивания европия из полученного образца составила 1,41·10-6 и 3,42·10-9 г/см2·сутки после 1 и 7 дней контакта с дистиллированной водой.The leach rate of europium from the obtained sample was 1.41 · 10 -6 and 3.42 · 10 -9 g / cm 2 · day after 1 and 7 days of contact with distilled water.
Помимо таблеток с оксидом европия, были получены таблетки, в которых в качестве имитатора использовали смесь порошков оксида урана (VI) и церия (III), полученную плазмохимическим способом.In addition to tablets with europium oxide, tablets were obtained in which a mixture of uranium (VI) oxide and cerium (III) powder obtained by the plasma-chemical method was used as an imitator.
В табл.2 приведены результаты по скорости выщелачивания европия и урана из полученных образцов.Table 2 shows the results on the leaching rate of europium and uranium from the obtained samples.
Представленные данные (табл.2.) наглядно показывают, что химическая устойчивость предложенных композиций не уступает стойкости известных матриц. Следовательно, использование их для долговременного хранения или трансмутации представляется вполне оправданным.The data presented (Table 2.) Clearly show that the chemical stability of the proposed compositions is not inferior to the resistance of known matrices. Therefore, their use for long-term storage or transmutation seems quite justified.
Согласно литературным данным, скорости выщелачивания из стекла или керамики различных типов находятся на уровне 10-4-10-5 г/см2·сутки для урана, плутония, и - 10-6 г/см2·сут для трансурановых элементов.According to published data, the leaching rates from glass or ceramics of various types are at the level of 10 -4 -10 -5 g / cm 2 · day for uranium, plutonium, and -10 -6 g / cm 2 · day for transuranic elements.
Пример 3.Example 3
Химическая устойчивость матричной композиции может быть более высокой, если используется дополнительное защитное покрытие.The chemical resistance of the matrix composition may be higher if an additional protective coating is used.
С целью повышения химической устойчивости матричной композиции (PdxEu2O3) прессованная таблетка была подвергнута химическому палладированию. Для нанесения защитного палладиевого покрытия (дополнительного барьера) применяли состав, используемый для химического палладирования. (Состав электролита, г/л: палладия хлорид - 3÷5; 25%-ный раствор аммиака водный - 15÷30; натрия гипофосфит - 10÷30; и натрия тиосульфат - 0,025÷0,035). Процесс проводили при температуре 40-60°C.In order to increase the chemical stability of the matrix composition (PdxEu 2 O 3 ), the compressed tablet was chemically palladium treated. To apply a protective palladium coating (additional barrier), the composition used for chemical palladium was used. (Electrolyte composition, g / l: palladium chloride - 3 ÷ 5; 25% aqueous ammonia solution - 15 ÷ 30; sodium hypophosphite - 10 ÷ 30; and sodium thiosulfate - 0.025 ÷ 0.035). The process was carried out at a temperature of 40-60 ° C.
Осаждение палладия проводили в режиме длительной обработки (2 часа), при температуре 50°C, с таким расчетом, чтобы толщина слоя палладия (рассчитанная на геометрическую поверхность таблеток) составила несколько микрон.Palladium deposition was carried out in a long-term treatment (2 hours), at a temperature of 50 ° C, so that the palladium layer thickness (calculated on the geometric surface of the tablets) was several microns.
Результаты анализа капсулированных образцов указывают на то, что Pd-покрытие имеет блочную (Dбл~200 мкм) пористую структуру (Dп ~3 мкм) и степень пористости (P=S/S0~0.20). Покрытие из металлического палладия не имеет сквозных трещин, но толщина этого покрытия варьируется в широких пределах, от 0.1 до 1.5 мкм.The analysis of encapsulated samples indicates that the Pd coating has a block (D bl ~ 200 μm) porous structure (D p ~ 3 μm) and a degree of porosity (P = S / S 0 ~ 0.20). A palladium metal coating has no through cracks, but the thickness of this coating varies over a wide range, from 0.1 to 1.5 microns.
Проведение указанных операций с нанесением дополнительного покрытия из металлического палладия приводит к снижению скорости выщелачивания европия из таблеток, содержащей 70% оксида европия до уровня ~5·10-8 г/см2·сутки.Carrying out these operations with the application of an additional coating of metallic palladium leads to a decrease in the rate of leaching of europium from tablets containing 70% europium oxide to a level of ~ 5 · 10 -8 g / cm 2 · day.
Claims (2)
оксид трансурановых элементов 30-70,
металлический палладий 70-30.1. Composition for long-term storage of transuranic elements, including oxides of transuranic elements and material for immobilization, characterized in that metal palladium is used as material for immobilization in the following ratio of components, wt.%:
oxide of transuranic elements 30-70,
metal palladium 70-30.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013111896/07A RU2524930C1 (en) | 2013-03-15 | 2013-03-15 | Composition for long-term storage of transuranium elements |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013111896/07A RU2524930C1 (en) | 2013-03-15 | 2013-03-15 | Composition for long-term storage of transuranium elements |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2524930C1 true RU2524930C1 (en) | 2014-08-10 |
Family
ID=51355151
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2013111896/07A RU2524930C1 (en) | 2013-03-15 | 2013-03-15 | Composition for long-term storage of transuranium elements |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2524930C1 (en) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0043397A1 (en) * | 1980-05-05 | 1982-01-13 | Richard C. Ropp | A nuclear-waste block for the storage of high level radioactive waste and a process of encapsulating high level radioactive waste |
| US6137025A (en) * | 1998-06-23 | 2000-10-24 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Ceramic composition for immobilization of actinides |
| JP2004117106A (en) * | 2002-09-25 | 2004-04-15 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Structure for nuclide transmutation and method for forming it |
| RU2302048C2 (en) * | 2005-08-15 | 2007-06-27 | Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии | Silicate matrix for conditioning radioactive wastes |
-
2013
- 2013-03-15 RU RU2013111896/07A patent/RU2524930C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0043397A1 (en) * | 1980-05-05 | 1982-01-13 | Richard C. Ropp | A nuclear-waste block for the storage of high level radioactive waste and a process of encapsulating high level radioactive waste |
| US6137025A (en) * | 1998-06-23 | 2000-10-24 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Ceramic composition for immobilization of actinides |
| JP2004117106A (en) * | 2002-09-25 | 2004-04-15 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Structure for nuclide transmutation and method for forming it |
| RU2302048C2 (en) * | 2005-08-15 | 2007-06-27 | Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии | Silicate matrix for conditioning radioactive wastes |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Ewing et al. | Nuclear waste disposal—Pyrochlore (A 2 B 2 O 7): Nuclear waste form for the immobilization of plutonium and “minor” actinides | |
| Ringwood | Disposal of high-level nuclear wastes: a geological perspective | |
| Boatner et al. | Monazite and other lanthanide orthophosphates as alternate actinide waste forms | |
| Burakov et al. | Crystalline materials for actinide immobilisation | |
| Clarke | Ceramic materials for the immobilization of nuclear waste | |
| EP0043397A1 (en) | A nuclear-waste block for the storage of high level radioactive waste and a process of encapsulating high level radioactive waste | |
| Ringwood et al. | Immobilization of high-level waste in ceramic waste forms | |
| Laverov et al. | Murataite as a universal matrix for immobilization of actinides | |
| Yudintsev et al. | Potential matrices for immobilization of the rare earth-actinide fraction of high-level waste in the REE 2 Zr 2 O 7-REE 2 Ti 2 O 7 system | |
| Tomilin et al. | Radiation resistance and chemical stability of yttrium aluminum garnet | |
| Werme et al. | Spent fuel performance under repository conditions: A model for use in SR-Can | |
| RU2524930C1 (en) | Composition for long-term storage of transuranium elements | |
| Zubekhina et al. | Leaching of Plutonium from “Old” samples of single phase ceramics based on Zr 0.79 Gd 0.14 Pu 0.04 O 1.93 and La 0.9 Pu 0.1 PO 4 doped with 238 Pu | |
| den Exter et al. | Immobilization and behavior of technetium in a magnesium titanate matrix for final disposal | |
| Yudintsev et al. | Curium-doped stannate pyrochlore: Durability under radiation and leaching in water | |
| Livshits et al. | Chemical and radiation stability of 244 Cm-doped aluminate perovskite | |
| Berman | Fission fragment distribution in irradiated UO2 | |
| Winters | Effect of hot-pressing conditions on the properties of iodide sodalite | |
| CN109036612B (en) | TiO with anatase structure2Method for treating technetium-containing waste liquid | |
| Blackburn | Understanding the effectiveness of plutonium surrogates for waste and stockpile immobilisation | |
| Pokhitonov et al. | Prospects on immobilization technologies of long-lived radionuclides with use of “reactor” palladium | |
| Kumar et al. | Sodium diffusion in sodium borosilicate glass used for immobilization of high level liquid waste | |
| Ochkin et al. | Selection of matrices for immobilization of actinide fraction of HLW | |
| Jostsons et al. | Immobilization of high level waste in Synroc | |
| Permar et al. | Significance of radiation effects in solid radioactive waste |