АРХЕОЛОГІЧНІ СТЕКЛА – МОДЕЛЬ ДЛЯ ОЦІНЮВАННЯ СТІЙКОСТІ ОСКЛОВАНИХ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ
DOI:
https://doi.org/10.17721/1728-2713.97.12Ключові слова:
рідкі радіоактивні відходи, компактування, археологічні й боросилікатні стекла, алюмосилікати, захисний гелевий шар, швидкість вилуговуванняАнотація
Розглянуто можливість використання археологічних стекол для прогнозування поведінки радіонуклідів, інкорпорованих у скломатрицю, в умовах приземного зберігання за їх тривалого контакту із ґрунтовими водами. Досліджено археологічні стекла, вік яких становив понад 2 тис. років, що відібрані з культурного горизонту археологічного заповідника Ольвія. При тривалому контакті з ґрунтом на поверхні скла утворюється гелевий шар, на зовнішній поверхні якого формуються шаруваті алюмосилікати. Формування захисного шару скла відбувається за механізмом інконгруентного розчинення. Експериментально встановлено, що при вилуговуванні зі скла активно виносяться лужні та лужноземельні елементи (Na, Са), частково кремній і залізо за практичної нерухомості алюмінію. Моделювання руйнування скла проводилось у екстракторах Сокслета в умовах безперервного впливу протягом 6 місяців гарячої (t = 75–80°С) води, насиченої діоксидом вуглецю. Зміна швидкості виносу компонентів зі скла пов'язана зі збільшенням потужності "запірного" гелевого шару, товщина якого збільшується із часом. Циклічні зміни швидкості розчинення скла пов'язані із частковим руйнуванням гелевого шару, що обумовлено збільшенням товщини останнього і, відповідно, зменшенням адгезії гелю до скла. Результати вивчення руйнування алюмосилікатних (археологічних) стекол і порівняння їх із результатами дослідження руйнування боросилікатних стекол свідчать про те, що археологічні стекла можуть бути моделлю для прогнозування поведінки в природних умовах протягом століть скломатриць, призначених для компактування радіоактивних відходів.
Посилання
Beard, S.J., Godfrey, W.L. (1967). Waste disposal into the ground at Hanford. Disposal of Radioactive Wastes into the Ground, Proc. Symp., 1967, May, 29 – June, 2, Viena, IAEA and ENEA, 123–133.
Corrosion and Alteration of Nuclear Materials. (2010). Paris: СЕА.
International Atomic Energy Agency: Handling and Processing of Radioactive Waste from Nuclear Applications. (2001). TRS No. 402, IAEA: Vienna, Austria.
Jantzen, C.M., Lee, W.E., Ojovan, M.I. (2013). Radioactive waste (RAW) conditioning, immobilization, and encapsulation processes and technologies: overview and advances. Radioactive Waste Management and Contaminated Site CleanUp, Article 6, 171–272. https://doi.org/10.1533/9780857097446.1.171
Kurkina, E.B., Kadoshnikov, V.M., Ostrovskaya, A.B., Kukovsky, E.G. (1980). Experimental studies of solubility of aluminosilicates under hypergenesis. Stability of layered and frame aluminosilicates. Mineral. Journal, 2 (6), 14–21. [in Russian]
Laverov, N.P., Dmitriev, S.A., Velichkin, V.I., Omelyanenko, B.I. (2009). Conditions for safe isolation of liquid waste of low and medium level of radioactivity. Geoecology, engineering geology, hydrogeology, geocryology, 3, 195–213. [in Russian]
Laverov, N.P., Omel'yanenko, B.I., Yudintsev, S.V., Nikonov, B.S., Stefanovsky, S.V. (2013). Glasses for immobilization of low- and intermediate-level radioactive waste. Geology of Ore Deposits, 55 (2), 87–113. http://dx.doi.org/10.7868/S0016777013020032 [in Russian]
Manichev, V., Demchenko, L., Zlobenko, B., Kadoshnikov, V., Spasova, L. (2005). The stability of the ancient metal and glass from archaeological sites of the northern Prichernomor'e (Ukraine) and their physical and chemical interactions with their burial environment. Anthropogenic analogues for geological disposal of high level and long lived waste: Final report of a coordinated research project 1999–2004, Vienna, Austria: IAEA, 55–71.
Martynov, K.V., Konstantinova, L.I., Zakharova, E.V. (2015). Temperature Effects on the Leaching of Simulated Phosphate Glass Containing Radioactive Waste Simulants. Radiation Safety Problems, 4 (80), 10–21. [in Russian]
Ojovan, M., Lee, W. (2013). An Introduction to Nuclear Waste Immobilisation. 2nd Edition, Elsevier.
Olkhovik, Yu. (2014). Vitrification of NPP Liquid Boron-Containing Radioactive Waste. Nuclear and radiation safety, 4 (64), 46–50. [in Russian]
Radioactive waste management strategy in Ukraine: approved. (2009). By the order of the Cabinet of Ministers of Ukraine of August 19, 2009 № 990-r. [in Ukrainian]
Sobolev, I.A., Barinov, A.S., Ozhovan, M.I. (1990). Full Scale Tests of Radioactive Waste Solidification Products. Atomic Energy, 69 (5), 306–309. [in Russian]
Spitsyn, V.I., Pimenov, M.K., Yudin, F.P., Balukova, V.D. (1967). Scientific prerequisites for utilizing deep-lying formations for burying liquid radioactive wastes. Disposal of Radioactive Wastes into the Ground, IAEA/ENEA Symposium Proceedings, May, 29 – June, 2, Vienna, Austria, 563–576.
Svidersky, V., Glukhovsky, V., Glukhovsky, I., Dashkova, T. (2019). Liquid Radioactive Solidification Technologies. Nuclear and Radiation Safety, 1 (81), 68–74. https://doi.org/10.32918/nrs.2019.1(81).12 [in Russian]
Zakharov, S.I., Bagretsov, V.F., Pimenov, M.K. et al. (1967). Some results of operation of pilot scale installation for disposal of liquid radioactive wastes in deep formations of earth's crust. Disposal of Radioactive Wastes into the Ground, IAEA/ENEA Symposium Proceedings, May, 29 – June, 2, Vienna, Austria, 577–590. [in Russian with English abs.]
Завантаження
Опубліковано
Номер
Розділ
Ліцензія
Авторське право (c) 2023 Вісник Київського національного університету імені Тараса Шевченка. Геологія
Ця робота ліцензується відповідно до ліцензії Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Ознайомтеся з політикою за посиланням: https://geology.bulletin.knu.ua/licensing
