Изобретение относитс к области переработки высокорадиоактивных отходов, образующихс при регистрации облученного дер1|ого топлива, преимущественно отверждению порошкообразных остатков фторировани . Известен способ отверждени с вы соким уровнем радиоактивности, вклю чающий перемешивание порошкообразны отходов со стекл нной, фриттой, Harp полученной смеси до температуры .плавлени , выдерживание расплава и охлаждение. Однако на приготовление отвержде ных отходов по известному способу. расходуетс большое количество мине ральных веществ, которые не вл ютс отходами производства и не радиоактивны , в результате чего резко ув личиваетс масса и объем подлежащих захоронению высокоактивных отходов и возрастают затраты на их хранение и транспортировку. Наиболее близким к предлагаемому изобретению по технической сущности и достигаемому результату вл етс известный состав дл отверждени высокорадиоактивных отходов на основе порошкообразных остатков фторировани , включающих фториды продуктов делени Sc, Ru, Cs,-Zr, Nb, Ва, полученных при регистрации облученного топлива, которые смешивают с цеолитом в пропорции 25% радиоактивных отходов и 75% цеолита, полученную смесь плав т и затем охлаждают, и способ получени отвержденных высо корадиоактивных отходов, включающий плавление порошкообразных остатков фторировани с отверждающим материалом . Исздостаток известного состава и способа его получени заключаетс в том, что весова дол подлежащих захоронению высокорадиоактивных отходов в отвержденном материале не превышает четвертую часть, что приводит к значительному увеличению количества и объема захорон емых высок радиоактивных отходов. Это в свою очередь обуславливает дополнительные большие расходы материальных и людских ресурсов на транспортировку и хранение таких материалов. Цель изобретени - повьш1ение эффективности путем уменьшени объема л массы захорон емых отходов. Поставленна цель достигаетс тем, что состав дл отверждени высокорадиоактивньш отходов на основе порошкообразных остатков фторировани , включающих фториды продуктов делени Sr, Ru, Cs, Zr, Nb, Ба, полученных при регенерации облученного топлива, дополнительно содержит отработанный сорбент, включающий 99% NaF и 1% пр.рдуктов делени , и отработанный химический поглотитель, включающий 95% CaF и 5% NaF, при следующем соотношении компонентов, мас.%: Остатки фторировани 5-30 Отработанный сорбент 35-50 Отработанный химпоглотитель30-45 а также тем, что в способе получени отвержденных высокорадиоактивных отходов, включающем плавление порошкообразных остатков фторировани с отверждающим материалом и охлаждение до комнатной температуры, смесь отработанного сорбента и отработанного химического поглотител плав т при , затем в расплав ввод т остатки фторировани и выдерживают расплав в течение 1 ч при 90-1000 С до образовани гомогенной смеси. Примеры. Образующиес в процессе регенерации облученного окисного топлива высокоактивные фторидные отходы смешивают в соотношении 3550 вес.ч. сорбента и 30-45 вес.ч, химпоглотител , полученную смесь помещают в алундовый, пирографитовый или жаростойкой стали тигель и опускают в электропечь при 1000 С. При этой температуре смесь выдерживают до плавлени . Затем в расплав загружают 5-30 вес.ч. остатков фторировани и систему выдерживают в течение часа при 900-1000 С до ее полной гомогенизации. После чего расплав выливают в охранный контейнер из нержавеющей стали либо охлаждают до комнатной температуры в тигле дл сплавлени . Застывший плав извлекают и загружают в аналогичный охранный контейнер, который герметично закрывают и помещают в защитное хранилище дл длительного хранени . Таким образом, получаютс камнёподобные плавы, плав щиес в интервале температур 850-950 С. Плавы не гигроскопичны, обладают высокой термостойкостью. ОбъемThe invention relates to the field of processing highly radioactive waste generated during the registration of irradiated solid fuel, mainly the curing of powdery fluorination residues. A known method of solidification with a high level of radioactivity, including the mixing of powdered waste from the glass, frit, Harp mixture to the melting temperature, keeping the melt and cooling. However, the preparation of solid waste according to a known method. A large amount of mineral substances is consumed, which are not waste products and are not radioactive, as a result of which the mass and volume of highly active waste to be buried increases and the cost of their storage and transportation increases. The closest to the proposed invention in its technical essence and the achieved result is a known composition for solidifying high-level radioactive waste based on powdery fluorination residues, including the fluorides of fission products Sc, Ru, Cs, -Zr, Nb, Ba, obtained upon registration of irradiated fuel, which mix with zeolite in the proportion of 25% radioactive waste and 75% zeolite, the mixture is melted and then cooled, and a method for producing solidified high-level radioactive waste, including melting a powder s residues fluorination curing material. The drawback of the known composition and method of its preparation is that the weight fraction of highly radioactive waste to be cured in the cured material does not exceed a quarter, which leads to a significant increase in the amount and volume of high-level radioactive waste. This, in turn, causes additional large expenditures of material and human resources for the transportation and storage of such materials. The purpose of the invention is to increase efficiency by reducing the volume of l of the mass of buried waste. The goal is achieved by the fact that the composition for solidifying highly radioactive waste based on powdery fluorination residues, including fluorides of fission products Sr, Ru, Cs, Zr, Nb, Ba, obtained during regeneration of irradiated fuel, additionally contains a spent sorbent, including 99% NaF and 1 % pr.druktov division, and spent chemical absorber, including 95% CaF and 5% NaF, in the following ratio of components, wt.%: The fluorination residues 5-30 Exhausted sorbent 35-50 Exhausted chemical absorber 30-45 and also in the way obtaining solidified highly radioactive waste, including melting powdered fluorination residues with a curing material and cooling to room temperature, a mixture of spent sorbent and spent chemical absorber is melted with, then fluorination residues are maintained in the melt and kept melt for 1 hour at 90-1000 ° C to forming a homogeneous mixture. Examples Formed in the process of regeneration of irradiated oxide fuel, highly active fluoride wastes are mixed in a ratio of 3550 parts by weight. of the sorbent and 30-45 wt.h., of the chemical absorber, the mixture obtained is placed in an alundum, pyrographite or heat-resistant steel crucible and immersed in an electric furnace at 1000 C. At this temperature, the mixture is held until melted. Then in the melt load 5-30 weight.h. fluorination residues and the system is kept for one hour at 900-1000 ° C until it is completely homogenized. The melt is then poured into a stainless steel protective container or cooled to room temperature in a crucible for fusion. The frozen melt is removed and loaded into a similar security container, which is hermetically sealed and placed in a protective storage for long-term storage. Thus, stone-like melts are obtained, melting in the temperature range of 850-950 C. The melts are not hygroscopic, have high heat resistance. Volume