ИСТИНА

Разработка керамических матричных материалов на основе природных глин с целью иммобилизации высокоактивных отходов, образующихся в процессе эксплуатации передовых реакторов с новыми типами топлива, а именно реакторов на быстрых нейтронах и жидкосолевых реакторов.

A Balanced Nuclear Fuel Cycle (NFC) is a new product direction of Rosatom State Corporation, involving comprehensive management of spent nuclear fuel (SNF) and its reprocessing products. Its primary objective is a fundamental reduction in the volume and activity of waste destined for disposal. With the closure of the NFC in Russia, the Proryv (Breakthrough) project was launched to develop fast-neutron reactors (FNRs) and reprocess mixed uraniumplutonium nitride SNF using pyrochemical or hybrid technology. This approach envisions the use of molten eutectic mixtures of alkali and alkaline-earth metal chlorides. However, industrial implementation of this technology remains unfeasible until optimal methods for managing the resulting radioactive waste (RW) are established. The transmutation of minor actinides extracted during SNF reprocessing is critical for reducing the long-term hazard of RW. One proposed solution is molten salt reactors (MSRs). Two primary fuel compositions are under consideration for MSRs: FLiNaK and FLiBe. During reactor operation, continuous purification of the salt from fission products (FPs) and activation products is planned, with the extracted mixture classified as RAW. Among FPs, ¹³⁷Cs and ⁹⁰Sr are of particular concern due to their ~30-year half-lives and high solubility in aqueous environments as chlorides or fluorides. Thus, ensuring safe management of these wastes requires their isolation from groundwater and immobilization in robust matrices compliant with GOST R 52126-2003 and NP-019-15 regulations. Currently, no simple and reliable technologies exist for immobilizing chloride- and fluoride-type RW. The only practical method is vitrification. While borosilicate glass was developed for high-level waste (HLW) immobilization, it has significant drawbacks: glass matrices are prone to devitrification (reducing mechanical strength and long-term stability), and the presence of heat-generating Cs/Sr, combined with limited chloride/fluoride ion solubility, leads to phase separation and degraded product quality. Numerous studies by domestic and international researchers focus on creating glass-ceramic, ceramic, and mineral-like compounds. However, to minimize radionuclide diffusion from the matrix into the biosphere, the compacting material must closely match the chemical and phase composition of the host geological formation. Since clay-based sorption buffers are planned for filling the space between waste containers and repository tunnel walls, clays—aligned with the principle of physico-chemical equilibrium between the matrix and host rock—are a suitable choice. Thus, the project’s relevance is undeniable: the developed materials aim to solve the challenge of reliably immobilizing hard-to-fix chlorides and fluorides of alkali, alkaline-earth, and rare-earth metals in natural claybased ceramic matrices. Bentonite clays have demonstrated efficacy for incorporating pyrochemical reprocessing products derived from alkali/alkaline-earth metal chlorides [1,2]. The scientific novelty of this project lies in using other natural clays with varied mineral/chemical compositions to immobilize chloride/fluoride RW—achieving high metal halide incorporation (≥20 wt.%) at low synthesis temperatures (≤900°C). References: 1. Kulikova S.A. et al. Appl. Sci. 2021. Vol. 11, № 23. P. 11180. 2. Matveenko A.V. et al. Sustainability. 2021. Vol. 13, № 19. P. 10780.

1. Выбор объектов исследования. В заявляемом проекте планируется, во-первых, исследовать имитаторы радиоактивных отходов (РАО), которые представляют собой эвтектические смеси солей: система FLiNaK с добавками фторидов Cs, Sr является потенциальной расплавленной солью после эксплуатации жидкосолевого реактора [1]; система на основе хлоридов щелочных металлов и продуктов деления NaCl-KCl-ZrOCl2-CsCl представляет собой продукт переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реакторов на быстрых нейтронах, типа БН-600 и БН-800, БРЕСТ-ОД-300 [2]. Обе системы, будучи не имитаторами, относятся к высокоактивным отходам (ВАО) в виду наличия цезия и стронция, обладающих периодом полураспада порядка 30 лет и высоким тепловыделением. Обычные стеклоподобные матрицы малоэффективны для их иммобилизации. Поэтому эти эвтектические соли были выбраны в данном исследовании с целью оценки применимости натуральных глинистых материалов в качестве матриц для иммобилизации этого типа ВАО. Во-вторых, в дальнейшем возможно использование радиоактивных изотопов цезия (137Cs) и стронция (90Sr) для создания исходных эвтектических смесей с целью приближения моделируемых условий к реальным проблематичным ВАО. 2. Разработка оптимальных условий синтеза, характеристики полученных компаундов. В рамках первого этапа данной работы будут подготовлены составы на основе глин известного минералогического и химического состава российских месторождений с различным составом включаемых отходов, содержание которых варьируется от 15 до 50 масс. %. Исходные смеси планируется исследовать с помощью синхронного термического анализа (СТА), по результатам которого будут определены наиболее подходящие температурно-временные режимы дальнейшего отжига в лабораторных условиях (по средствам муфельной печи) и с использованием метода искрового плазменного спекания (ИПС). Кроме того, будут проанализированы фазовые и морфологические характеристики самих глин после высокотемпературного отжига, что необходимо для дальнейших сравнений с синтезируемыми керамическими матрицами. Смеси глин с отходами разнообразных составов планируется прессовать в таблетки и изучать фазовый и элементный состав, морфологию поверхности, прочность, химическую устойчивость полученных матриц. 3. Модификация состава матричного материала. Для наилучших составов по итогам пункта 1 планируется исследовать варианты модификации матричных материалов за счет введения кремниевых, кальциевых и др. добавок. Также по аналогии таблетированные исходные смеси будут подвергаться высокотемпературному твердофазному синтезу, а продукты будут анализироваться с точки зрения фазового и элементного состава, морфологии поверхности, прочности, химической устойчивости. 4. Влияние облучения на свойства керамических образцов. По итогу пунктов 1 и 2 будут отобраны наиболее успешные образцы, проведена оценка влияния радиационной стойкости на важнейшие характеристики, предъявляемые к матричным материалам согласно требованиям НП-019-15 «Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности» и ГОСТ Р 52126-2003. 5. Планируется произвести синтез отобранных на пунктах 1-3 образцов с использованием ИПС, провести анализ и сравнение опорных характеристик. Также исследовать влияние радиации на полученные методом ИПС керамические матрицы аналогично пункту 4. 6. На протяжении всего проекта и по его результатам планируется написание 3 статей с публикацией в ведущих рецензируемых журналах, а также выступления на конференциях Радиохимия-2025, Ломоносов-2026, RAD-2026 и др. Список литературы: 1. Bahri C.N.A.C.Z. et al. Characteristic of molten fluoride salt system LiFBeF2 (Flibe) and LiF-NaF-KF (Flinak) as coolant and fuel carrier in molten salt reactor (MSR). 2017. P. 040008. 2. RU2804570C1 «Способ извлечения циркония из облученных циркониевых материалов для снижения объема высокоактивных радиоактивных отходов» / Нечаев П.И., Половов И.Б. – 30.03.2022. – Россия.

1. Матвеенко А.В. изучала и опубликовала данные по иммобилизации хлоридной эвтектике LiCl-KCl с продуктами деления в керамическую матрицу, синтезированную на основе бентонитовой глины месторождения 10ый Хутор (Хакасия, Россия). В настоящее время готовится к защите кандидатская диссертация по смежной тематике. Под руководством Матвеенко А.В. была успешно написана и защищена дипломная магистерская работа студента из Китая по иммобилизации галогенидных отходов в глинистые матричные материалы, а также выполнялась научно-исследовательская работа Назаренко К.М. 2. Басова А.А. успешно защитила дипломную работу специалиста в области химии по иммобилизации фторидной эвтектике FLiNaK с продуктами деления в керамическую матрицу, синтезированную на основе бентонитовой глины месторождения 10ый Хутор (Хакасия, Россия). В настоящее время продолжает обучение в аспирантуре и ведет научно-исследовательскую работу по смежной тематике. 3. Назаренко К.М. в течение последнего года активно изучала теоретические и практические аспекты завершающих стадий ЯТЦ, в частности иммобилизацию различных отходов в матрицы разной природы. А именно, отработавшие ионно-обменные смолы, отработавшие органические экстракционные смеси с их включением в цементные и низкотемпературные магний-калий фосфатные матрицы; хлоридные эвтектические смеси с включением в керамические матрицы на основе глинистых материалов методом высокотемпературного спекания. Кроме того, обладает прекрасными навыками работы с лабораторным оборудованием, подготовкой и отбором проб; фазового анализа с помощью идентификации соединений по данным рентгеновской дифракции в программе HighScore Plus с подключенной базой данных PDF2; навыками работы на пресс-машине для анализа прочностных характеристик синтезируемых компаундов.