ИСТИНА

В настоящее время в странах, где имеются радиоактивные отходы (РАО), геологическая среда рассматривается как наиболее экологически и радиационно безопасное место для их размещения. Долговременная безопасность создаваемых и существующих пунктов длительной консервации/захоронения РАО обеспечивается системой защитных барьеров. Основной функцией барьеров является ограничение контакта техногенных радионуклидов с подземными водами и предотвращение их миграции в окружающей среде (Нормы и правила НП-055-14 «Захоронение радиоактивных отходов»). В отходах присутствует широкий спектр техногенных радионуклидов, при этом основную опасность представляют долгоживущие радионуклиды, представляющие экологическую опасность в течение сотен тысяч лет. Очевидно, что сохранить защитные свойства в течение геологически значимого времени могут барьеры из природных материалов. В мировой практике в качестве барьерного материала предлагается использовать бентонитовые глины. За рубежом глубинные могильники РАО находятся только на стадии проектирования. В зависимости от типов отходов в приповерхностных и глубинных могильниках, барьерные материалы могут эксплуатироваться при различных значениях рН и повышенных температурах. Изменение значений рН подземных вод будет происходить в случае их проникновения в хранилище и контакте с различными типами отходов (стеклоподобные, цементные, керамические матрицы, отложения, пульпы, илы и т.д.) и барьерными материалами. Повышение температуры связано с присутствием тепловыделяющих радионуклидов в отходах. По разным оценкам повышение температуры в хранилищах может изменяться в интервале от 90°-200°С в зависимости от радионуклидоного состава РАО. Барьерные материалы будут эксплуатироваться в таких условиях в течение сотен тысяч лет, и поэтому технически не представляется возможным экспериментально промоделировать происходящие при этом процессы. Поэтому в заявляемом проекте будет проводиться экспериментальное моделирование процессов, происходящих в «наиболее жестких» условиях при обработке барьерных материалов (различных бентонитов) растворами неорганической кислоты (азотной) при повышенных температурах. Такой подход позволяет в определенной степени исключить влияние временного фактора на процессы деструкции барьерного материала – бентонита. Так как условия, при которых сохраняется агрессивное воздействие на бентонит в течение десятков и сотен лет, смоделировать экспериментально с учетом временного фактора не представляется возможным по техническим причинам, в предлагаемом проекте будет исследовано состояние бентонита в процессе длительной эксплуатации барьера путем термохимического воздействия на примере обработки барьерного материала растворами азотной кислоты при повышенных температурах (вплоть до практически полного разрушения структуры бентонита). Бентонитовые глины состоят на 70-90% из монтмориллонита, глинистого минерала группы смектита, в котором одна Al-О-OH октаэдрическая сетка располагается между двумя Si-O тетраэдрическими, а отрицательно заряженные слои взаимодействуют между собой посредством гидратированных катионов-компенсаторов (Ca, Mg, Na). Благодаря своему специфическому строению, монтмориллониты отличаются уникально высокими сорбционными свойствами по отношению к разным катионам, в том числе радионуклидам и большой удельной поверхностью. Любые преобразования окружающей монтмориллонит среды могут привести к изменению структурных и, как следствие, физико-химических свойств бентонитов как барьерных материалов, а следовательно потере его защитных свойств, прежде всего повышению фильтрационных свойств, снижению сорбционных и емкостных характеристик. При выполнении проекта будут использованы промышленные образцы бентонитовых глин месторождений России и ближнего зарубежья, которые в настоящий момент разрабатываются в промышленном масштабе /представлены на российском рынке бентонитового сырья. В ходе проекта будут изучены как механизм термохимического воздействия и его влияние на поведение межслоевых катионов и структуру монтмориллонита, так и различия, обусловленные составом и строением исходных монтмориллонитов, что будет выражено в их различной устойчивости к термохимическому воздействию. Будет изучено влияние процессов протонирования, извлечения межслоевых и октаэдрических катионов, происходящих при кислотной обработке на изменение поверхностных свойств, перераспределение заряда слоя и взаимодействие частиц и ультра- микроагрегатов монтмориллонитов. Конечным результатом развития этих процессов будет изменение фильтрационных и сорбционных свойств бентонитовых барьеров. Характер поверхностных преобразований и изменение сорбционных и фильтрационных характеристик барьерных материалов будут изучены экспериментально на различных этапах деструкции материала барьеров при термохимическом воздействии. Для ряда процессов планируется проведение экспериментов с использованием присутствующих в различных типах РАО изотопов Cs-137, Sr-90, U-233, Am-241. Эти изотопы присутствуют в различных типах РАО и отличаются своим поведением при адсорбции на поверхности монтмориллониа и в межслоевом пространстве. Одновременно будут определены формы нахождения радионуклидов и их распределение в барьерном материале до и после термохимического воздействия. Важным аспектом исследований является изучение поведения стабильных и радиоактивных изотопов Cs, Sr, U и Am, что позволяет оценить емкостные свойства материала в зависимости от условий термохимического воздействия. Исследования с катионно-замещенными формами позволит проследить возможное взаимодействие различных катионов с тетраэдрическими и октаэдрическими сетками, которые на настоящий момент изучались только методами моделирования молекулярной динамики. В рамках выполнения настоящего проекта планируется подтвердить на основании экспериментальных результатов данные структурного моделирования Cs-монтмориллонитов. Заявка № 16-17-10270 Страница 3 из 64 В результате выполнения проекта впервые комплексно будут описаны механизмы преобразования структуры и свойств бентонитовых барьерных систем (на глинах перспективных Российских месторождений и ближнего зарубежья) при термохимическом воздействиях, моделирующих состояние бентонитовых барьеров в процессе, долговременного хранения/захоронения различных типов РАО; установлены закономерности поведения радионуклидов, сорбированных на бентонитах, подвергшимся термохимическому воздействиям. Оценены изменения противофильтрационных и противомиграционных свойств преобразованных бентонитов и сформулированы критерии выбора типов природных бентонитовых глин с учетом изменения их физико-химических свойств в процессе долговременной эксплуатации в качестве барьерных материалов; предложены варианты использования исследованных глин в условиях приповерхностных и глубинных хранилищ РАО.

At present, in the countries where there are radioactive wastes, the geological environment is regarded as a most environmentally friendly and radiation-safe place for its disposal. Long-term safety of preservation landfill stations being created and existing is being provided by a system of protective barriers. The restriction of technogenic radionuclides contact with underground waters and the prevention of their migration in the environment is the main function of barriers. There is a large amount of various technogenic radionuclides in the wastes, at the same time long-lived radionuclides represent the main ecological danger during hundreds of thousands years. It is evident that barriers from natural materials can maintain protective properties during geologically significant time. In worldwide practice it is proposed to use bentonite clays as barrier material. Deep wastes disposals situated abroad are only in the design phase. Depending on types of wastes are being placed in near-surface and deep waste repositories, the barrier materials can be used at different values of pH as well as increased temperatures. Change of рН values of underground waters occurs in case of their penetration into the storage and sequent contact with both different types of wastes (glass like, cement, ceramic matrices, deposits, pulps, silts, etc.) and barrier materials. Temperature rise is related to presence of heat generating radionuclides in wastes. According different assessments temperature increase in storages vary in the interval from 90°-200°С. The barrier materials will be used in such conditions during hundreds of thousands years and therefore to create experimental model of processes that will take place isn’t technically possible. Therefore the project concerns experimental fulfillment of processes, that take place in the «hardest» conditions namely: barrier material (various bentonites) treatment with inorganic acid solutions (nitric one) at increased temperatures. Such an approach allows at certain extent to preclude influence of a temporal factor on distruction processes of barrier material – bentonite. It’s barely possible to model experimentally the case when aggressive impact on bentonite remains during tens and hundreds of years with consideration for a temporal factor. Consequently the proposed project will explore state of bentonite during long-term barrier service by means of thermochemical impact. Example represents barrier material treatment with inorganic acid solutions at increased temperatures (until the almost complete destruction of bentonite structure). The bentonite clays consist for 70-90% of montmorillonite, which represents clay minerals of smeсtite group where one Al-О-OH octahedral grid locates between two tetrahedral Si-O ones, and the negatively charged layers interact between each other by means of hydrated cations – compensators (Ca, Mg, Na). Due to the specific structure montmorillonites are distinguished by uniquely high sorption properties with respect to different cations, including radionuclides, as well as large specific surface. Any transformations of a montmorillonite-surrounding environment can lead to change of structural and, as a consequence, physicochemical bentonite properties. Therefore it can lead to the loss of its protective properties as barrier material namely increase of filtration properties, deterioration of sorption and capacity characteristics. While project implementation the bentonite clays of fields of Russia and the near abroad ountries (Kazakhstan et al.) will be used. These clays are developed in industrial scale/represented in the Russian market of raw bentonite material at the moment. A mechanism of thermochemical impact and its influence on both interlayer cation behavior and montmorillonite structure will be studied, as well as differences conditioned by composition and structure of original montmorillonite. That will be expressed in various resistance of montmorillonite against thermochemical effect. Effects of protonation processes, retrievals of interlayer and octahedral cations occurring during acid treatment, redistribution of harge of a layer, and interaction of particles and the ultra-microaggregates of montmorillonite will be studied. Change of filtration and sorption properties of bentonite barriers will be a final result of development of involved processes. Nature of surface conversions and change of sorption and filtration characteristics of barrier materials will be studied experimentally on different stages of barrier material destruction by thermochemical impact. The experimental use of isotopes Cs-137, Sr-90 as constituents of different radioactive wastes is planned. Behavior of stable isotopes in the interlayer space of montmorillonite on the example of Cs and Sr will be studied on natural and thermochemically treated on montmorillonite. Operation with cation replaced forms will allow to follow predict interaction of different cations with tetrahedral and octahedral meshes, for the present moment it was studied only by methods of molecular dynamics modelling. In the framework of implementation of a current project it is planned to receive an experimental confirmation of ideas being spoken out only based on the results of structure modelling. Research background presumes such results to be received in the framework of a project implementation. Change of interaction and the organizations of particles and ultra-microaggregates will determine transformation of the filtration properties which will be studied in each stage of experimenting indirect (on basis of a porosity and permeability calculation) and by direct methods. It is planned to make change of sorption properties with use of isotopes 90, 137, 233, 241 possessing different properties, and being sorbed by different mechanisms on bentonite. Simultaneously presence forms of radionuclides and their distribution in barrier material before impact and after one will be determined. Study of behavior of stable and radioactive Cs, Sr, U isotopes is the important aspect of studies, that allows to estimate capacitive material properties depending on conditions of thermochemical impact. In the framework of implementation of a current project it is planned to confirm data of structured modeling of transformed bentonites on basis of experimental results. As a result of a project implementation mechanisms of structure transformation and properties of bentonite barrier systems (on clays of the promising Russian fields and near abroad countries) at a thermochemical effect modelling condition of bentonite barriers in the process of long-term storage of different radioactive wastes types will be complexly described for the first time. Regularities of behavior of radionuclides sorbed on bentonites being undergone thermochemical effect are set. Changes in preventing filtration and migration properties are estimated. Criteria of the selection of types of natural bentonite clays are formulated with consideration the change in their physicochemical properties during long-term service as barrier materials. Options of explored clays use in conditions of near-surface and deep wastes storages are proposed. At present these studies are the most relevant in a regard to a design of an Underground research laboratory (PIL) in the Yenisei area for final insulation of a radioactive wastes into the rocks.

В результате работы над проектом ожидается получить следующие основные новые научные результаты: 1. Впервые для бентонитов из месторождений России и ближайшего зарубежья на основе экспериментального и теоретического моделирования будет оценено влияние термохимических процессов на защитные свойства инженерных барьеров при длительной эксплуатации в условиях глубинных и приповерхностных хранилищ отходов разного уровня активности. 2. Будут проанализированы процессы, происходящие в монтмориллоните при кислотном воздействии и описаны механизмы преобразования структуры и свойств. 3. Впервые будут изучены на основании экспериментов и расчетов механизмы сорбции и закономерности поведения радионуклидов Cs-137, Sr-90, U-233 и Am-241 на бентонитах, подвергшихся термохимическому воздействию. 4. Впервые будут экспериментально смоделированы изменения поверхностных, сорбционных и фильтрационных свойств монтмориллонитов из Российских месторождений под воздействием термохимических процессов, а также глин с замещенным катионным межслоевым комплексом (по Cs, Sr и U). 5. На основании результатов по сорбции стабильных изотопов Cs, Sr, U и Am на природных и кислотно-модифицированных монтмориллонитах будут изучены механизмы взаимодействия межслоевых катионов с тетраэдрическими и октаэдрическими сетками, получены экспериментальные подтверждения высказанных ранее предположений о проявлении этих взаимодействий на основании моделирования молекулярной динамики. Полученные в ходе выполнения проекта результаты являются фундаментальными, так как открывают зависимости между строением монтмориллонита, изменением состава и строения в ходе термохимического воздействия и влияние этих изменений на адсорбцию катионов, в первую очередь Cs, Sr, U и Am. Подобных экспериментальных работ не проводилось, и все полученные результаты будут являться новыми, не имеющими в таком контексте и в таком комплексе мировых аналогов и впервые будут проводиться на территории Российской Федерации с использованием Российского сырья. Все результаты являются важными и необходимыми для оценки устойчивости бентонитовых инженерных систем при захоронении радиоактивных отходов разной степени активности. Результаты работы могут быть продолжены и в рамках развиваемого в РФ проекта Подземной исследовательской лаборатории (ПИЛ) на Енисейском участке для проектирования и уточнения толщины барьера, качества барьера, степени уплотнения, избирательности использования разных глин на разных уровнях многобарьерных инженерных систем и прочего. Полученные результаты являются актуальными при планировании буферных барьеров различной сложности и для изоляции различных радиоактивных отходов.

Группой авторов проведены предварительные исследования

В результате работы над проектом ожидается получить следующие основные новые научные результаты: 1. Впервые для бентонитов из месторождений России и ближайшего зарубежья на основе экспериментального и теоретического моделирования будет оценено влияние термохимических процессов на защитные свойства инженерных барьеров при длительной эксплуатации в условиях глубинных и приповерхностных хранилищ отходов разного уровня активности. 2. Будут проанализированы процессы, происходящие в монтмориллоните при кислотном воздействии и описаны механизмы преобразования структуры и свойств. 3. Впервые будут изучены на основании экспериментов и расчетов механизмы сорбции и закономерности поведения радионуклидов Cs-137, Sr-90, U-233 и Am-241 на бентонитах, подвергшихся термохимическому воздействию. 4. Впервые будут экспериментально смоделированы изменения поверхностных, сорбционных и фильтрационных свойств монтмориллонитов из Российских месторождений под воздействием термохимических процессов, а также глин с замещенным катионным межслоевым комплексом (по Cs, Sr и U). 5. На основании результатов по сорбции стабильных изотопов Cs, Sr, U и Am на природных и кислотно-модифицированных монтмориллонитах будут изучены механизмы взаимодействия межслоевых катионов с тетраэдрическими и октаэдрическими сетками, получены экспериментальные подтверждения высказанных ранее предположений о проявлении этих взаимодействий на основании моделирования молекулярной динамики. Полученные в ходе выполнения проекта результаты являются фундаментальными, так как открывают зависимости между строением монтмориллонита, изменением состава и строения в ходе термохимического воздействия и влияние этих изменений на адсорбцию катионов, в первую очередь Cs, Sr, U и Am. Подобных экспериментальных работ не проводилось, и все полученные результаты будут являться новыми, не имеющими в таком контексте и в таком комплексе мировых аналогов и впервые будут проводиться на территории Российской Федерации с использованием Российского сырья. Все результаты являются важными и необходимыми для оценки устойчивости бентонитовых инженерных систем при захоронении радиоактивных отходов разной степени активности. Результаты работы могут быть продолжены и в рамках развиваемого в РФ проекта Подземной исследовательской лаборатории (ПИЛ) на Енисейском участке для проектирования и уточнения толщины барьера, качества барьера, степени уплотнения, избирательности использования разных глин на разных уровнях многобарьерных инженерных систем и прочего. Полученные результаты являются актуальными при планировании буферных барьеров различной сложности и для изоляции различных радиоактивных отходов.