Доклады Российской академии наук. Науки о Земле, 2021, T. 498, № 1, стр. 105-110
Муратаитовые матрицы для иммобилизации актинидов, полученные в “холодном” тигле индукционного нагрева
Член-корреспондент РАН С. В. Юдинцев 1, *, О. И. Стефановская 2, М. С. Никольский 1, М. В. Скворцов 2, Б. С. Никонов 1
1 Институт геологии рудных месторождений, петрографии, минералогии и геохимии Российской академии наук
Москва, Россия
2 Институт физической химии и электрохимии
им. А.Н. Фрумкина Российской академии наук
Москва, Россия
* E-mail: yudintsevsv@gmail.com
Поступила в редакцию 28.01.2021
После доработки 03.02.2021
Принята к публикации 04.02.2021
Аннотация
Перспективными материалами (матрицами) для изоляции отходов ядерной энергетики с долгоживущими радионуклидами, в первую очередь актинидами, служат кристаллические фазы. Плавлением в “холодном” тигле индукционного нагрева получена потенциальная матрица номинального состава, мас. %: 50 TiO2, 10 MnO, 10 CaO, 5 Al2O3, 5 Fe2O3, 10 ZrO2, 10 CeO2 (имитатор актинидов). В образце доминирует целевая фаза муратаита, имеются кричтонит и стекло. Появление стекла связано с контаминацией расплава огнеупорной обмазкой тигля. Как и в других образцах, полученных плавлением, муратаит образует зональные кристаллы, центр которых обогащен тяжелыми элементами (Zr и Ce). На муратаит приходится до 80% имитаторов радиоактивных отходов. Облучение дозой в 22 млн Грей привело к частичной аморфизации кричтонита. По результатам динамического теста с однократным просачиванием раствора скорость выщелачивания Ce (порошок, вода, 70°С) составляет 10–4–10–5 г/(м2 сут).
Проблема изоляции радиоактивных отходов оборонной промышленности и ядерной энергетики актуальна многие десятилетия [1]. Главную опасность представляют отходы высокого уровня радиоактивности (ВАО) от переработки облученного ядерного топлива, содержащие радиоизотопы продуктов деления и трансурановых актинидов (Np, Pu, Am, Cm). Эти ВАО остекловывают в боросиликатные или алюмофосфатные композиции [1–3], однако более устойчивой и безопасной их формой служат кристаллические матрицы [1–11]. Роль такой матрицы особенно высока при изоляции долгоживущих ВАО, в частности их фракций, содержащих актиниды. Для этого предложены оксиды со структурой флюоритового типа и производными от нее – пирохлор, цирконолит, муратаит [4–11]. Из-за различной плотности в керамике на единицу объема содержится в 1.5–2 раза больше отходов, чем в стеклах, даже при одинаковой концентрации ВАО, что позволяет эффективнее использовать пространство подземного хранилища. Доля отходов в кристаллических матрицах обычно выше, чем в стеклах, они гораздо более устойчивы в нагретой воде и водных растворах. Керамические материалы в меньшей степени подвержены изменениям при разогреве из-за радиоактивного распада, тогда как стекла кристаллизуются [1] с увеличением их растворимости.
При выборе матриц ВАО необходимо учитывать возможность их промышленного синтеза. В ядерной индустрии для получения высокорадиоактивных материалов (топливо, консервирующие матрицы отходов) применяется твердофазное спекание, в том числе под давлением, плавление в электропечах или тиглях индукционного нагрева [1–9]. Плавление керамик происходит в интервале 1350–1550°С, что значительно выше, чем у B–Si-(1100–1200°С) и Al–P-стекол (900–1000°С). Для получения тугоплавких матриц предложен метод индукционного плавления в “холодном” тигле, ИПХТ [2–4, 7–10] с температурами до 2000°С. Имитатором актинидов (Pu, Np, Am, Cm) при их синтезе обычно служат редкие земли [4–11], в частности церий, из-за близости кристаллохимических свойств f-элементов [12].
В сообщении изложены новые данные о строении и радиационной устойчивости матрицы ВАО, полученной ИПХТ, и состоящей из фаз муратаитового типа. По результатам прежних работ [4, 7] состав таких матриц определен как (мас. %): 5.0 Al2O3, 10.0 CaO, 55.0 TiO2, 10.0 MnO, 5.0 Fe2O3, 5.0 ZrO2, 10.0 ВАО (оксиды РЗЭ, актинидов или их смеси). Муратаит в них доминирует, имеются фазы со структурой рутила, кричтонита, пирохлора, цирконолита и перовскита. Титанат кальция, РЗЭ и актинидов со структурой перовскита обладает низкой устойчивостью в воде при повышенных температурах [11]. Чтобы избежать его появления, концентрация ZrO2 увеличена на 5 мас. % со снижением доли TiO2. Для синтеза использован тигель с внутренним диаметром 58 мм, высотой 180 мм и площадью поверхности 26 см2. Cтенки тигля сложены полыми медными трубками, в верхней его части находится узел для подвода и отвода охлаждающей воды. С внешней стороны стенки тигля покрыты обмазкой из огнеупорной глины. Для получения начальной ванны расплава в тигель загружалась шихта состава (мас. %): 50 TiO2, 10 MnO, 10 CaO, 5 Al2O3, 5 Fe2O3, 10 ZrO2, 10 CeO2. Для ее нагрева и инициации плавления использован графит. После частичного (50–80%) плавления смеси и стабилизации работы установки загружали новые порции шихты. Общая масса шихты составила 508 г, в том числе 128 г – начальная загрузка и 380 г – последующие порции. Температура поверхности расплава по данным оптического пирометра равна 1550–1650°С. Среднее значение мощности высокочастотного генератора в ходе эксперимента составило 5.05 кВт, при этом производительность установки равна 1.2 кг керамики в час, а удельные энергозатраты при получении 1 кг матрицы оцениваются значением в 5.7 кВт ч.
Влияние скорости охлаждения расплава на строение матрицы изучалось двумя способами. Небольшую его часть (100 г) отбирали с поверхности тигля для быстрой закалки, а остальное количество (около 400 г) охлаждали в самом тигле (рис. 1а) за счет снижения подводимой мощности и выключения установки. Исследование этих образцов позволяет выявить особенности строения краевой и центральной частей блока матрицы после слива расплава из тигля в контейнер для последующего захоронения. По данным 5 измерений методом гидростатического взвешивания на электронных весах с плотномером удельный вес образца составляет 4.01 г/см3, что близко к значениям плотности титанатной керамики Синрок (Synroc) и в 1.5–1.6 раза больше, чем у стеклообразных матриц [1].
Образцы изучались рентгенофазовым методом (РФА) и в сканирующем электронном микроскопе с энерго-дисперсионным детектором (СЭМ/ЭДС). Для оценки устойчивости к радиации их облучали на установке с источником Со-60 до значения дозы 22 млн Грей. С целью изучения коррозионной стойкости на примере образца из блока была проведена серия динамических испытаний с однократным прохождением раствора (single pass flow test, SPFT) через фракцию с размером зерен от 0.125 до 0.071 мм. Образец засыпали в сосуды из тефлона объемом 50 мл и помещали в термостат с температурой 70 ± 2°С. Через тефлоновые трубки в сосуды подавали бидистиллированную воду со скоростью 1 мл/ч (серия 1, длительность эксперимента 9 сут) или 2 мл/ч (серия 2, 7 сут). Масса твердой фазы составляла 2.01 г (серия 1) и 1.77 г (серия 2). После прохождения через образец раствор поступал в емкости, откуда ежесуточно отбирался на анализ атомной адсорбцией (Al, Ca, Fe, Mn) и индукционно-связанной масс-спектрометрией, ICP–MS (Ti, Zr, Ce). Предел обнаружения равен, в мкг/л: 8–10 для Al, Ca, Fe и Mn, 0.2 для Ti, 0.03 для Zr и 0.1 для Ce при точности определения содержаний всех элементов в диапазоне ±5–10 отн. %.
Строение закаленного образца и керамики из блока с меньшей скоростью охлаждения показано на рис. 1, составы фаз приведены в табл. 1. По данным РФА и СЭМ/ЭДС в них имеются: муратаит, кричтонит и стекло. В образце из блока зерна фаз ожидаемо имеют более крупный размер, особенно кричтонит, при отсутствии значимых различий в валовом составе (табл. 1). Стекло появляется из-за растворения в расплаве обмазки тигля, его количество около 5% и примерно одинаково в обоих образцах. Типичная черта плавленых керамик – это зональное строение зерен муратаита: от их центра к краям снижается содержание элементов с большими атомными массами (Zr) и возрастает концентрация легких элементов. Заметнее всего, почти в 3 раза, их составы различаются по содержанию ZrO2 (выше в центре зерен), концентрация Al2O3 и Fe2O3 возрастает от центра к краям примерно в 1.5–2 раза, а количество остальных элементов увеличивается на 10–20 отн. %. Для кричтонита и стекла наблюдается дальнейшее снижение содержаний ZrO2 и Ce2O3 (табл. 1) по сравнению с муратаитом при увеличении концентрации TiO2 или SiO2. Различия в составе определяют разную окраску зерен на СЭМ снимках (рис. 1б, 1в) – более светлую для центральных частей зерен муратаита и самую темную для фазы стекла. Валентность церия нами не изучалась, но из-за высокой температуры синтеза и с учетом данных публикации [6] и ряда других работ он, вероятнее всего, находится в виде Се3+ и Се4+ с доминированием состояния Се3+.
Таблица 1.
Оксид. мас. % | Закаленный образец керамики (рис. 1 б) | Образец, отобранный из блока (рис. 1 в) | ||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Образеца | Мц | Мкр | К | С | Образеца | Мц | Мкр | К | С | |
Na2O | 0.5 (0.06)б | – | – | – | 1.8 | 0.4 (0.06)б | – | – | – | 1.7 |
Al2O3 | 5.3 (0.05) | 2.0 | 3.9 | 5.7 | 13.7 | 5.3 (0.05) | 1.9 | 4.1 | 5.5 | 13.4 |
SiO2 | 4.4 (0.04) | – | 0.4в | 1.6в | 26.0 | 4.1 (0.04) | 0.4в | 0.5в | 0.4в | 26.3 |
K2O | 0.2 (0.02) | – | – | 0.1 | 0.7 | 0.2 (0.02) | – | – | – | 0.7 |
CaO | 8.7 (0.05) | 8.1 | 9.0 | 4.3 | 15.0 | 8.7 (0.05) | 8.0 | 8.8 | 3.3 | 17.0 |
TiO2 | 48.2 (0.11) | 42.2 | 51.8 | 60.0 | 20.8 | 48.4 (0.11) | 42.0 | 51.7 | 62.9 | 16.6 |
MnOг | 9.1 (0.08) | 8.4 | 9.6 | 9.3 | 9.4 | 9.1 (0.08) | 8.2 | 9.8 | 9.3 | 11.0 |
Fe2O3г | 6.6 (0.07) | 4.3 | 6.5 | 10.6 | 4.6 | 6.8 (0.07) | 4.1 | 6.5 | 10.7 | 4.8 |
ZrO2 | 8.6 (0.13) | 27.0 | 9.6 | 1.5 | 0.6 | 8.4 (0.12) | 27.7 | 9.7 | 1.9 | 0.5 |
Ce2O3г | 8.4 (0.12) | 8.0 | 9.2 | 6.9 | 7.4 | 8.6 (0.12) | 7.7 | 8.9 | 6.0 | 8.0 |
Примечание. а – среднее по 5 анализам площадок 400 на 400 мкм, б – среднеквадратичное отклонение (σ) в анализах содержаний элементов. М – муратаит, центр (ц) и края (кр) зерен, К – кричтонит, С – стекло. Прочерк – ниже предела обнаружения элемента (2σ). в – возможен захват стекла. г – степени окисления элементов переменной валентности приняты как Mn2+, Fe3+ и Ce3+.
Искусственный муратаит кристаллизуется в нескольких типах структур с кратностью параметра элементарной ячейки 3, 5, 7 или 8 относительно исходной решетки флюорита [7, 10, 13]. Они обозначаются как С3, С5, С7, С8 (буква “С” означает кубическую симметрию, а цифра – кратность параметра ячейки) и составляют полисоматическую серию с крайними членами: муратаит С3 – пирохлор [13]. Исходя из строения и состава зерен муратаита, можно предполагать наличие в этом образце двух разновидностей, вероятно С5 и С8. Более точное определение кристаллохимических параметров муратаита – задача будущих исследований, в том числе с применением современного метода дифракции отраженных электронов [14]. По содержанию ZrO2 центральные части зерен близки к цирконолиту (CaZrTi2O7). Основное отражение цирконолита (hkl = 221) лежит в области углов 30.2–30.8° и смещается в область меньших значений с ростом содержания Се [6]. Это примерно на 1° по 2θ меньше (рис. 1г), чем у главного отражения фаз муратаита с hkl = 555 (С5) или 888 (С8). Другие отражения цирконолита, в частности с hkl = 004, не обнаружены, что ставит под вопрос его присутствие.
Минералы группы кричтонита с общей формулой XIIAVIBVIC18IVT2O38 (A = Ba, K, Pb, Sr, La, Ce, Na, Ca; B = Mn, Y, U, Fe, Zr; C = Ti, Fe, Cr, Nb, V, Mn; T = Fe, Mg, Zn) встречаются в ряде магматических и метаморфических пород [15]. Классический кричтонит обладает тригональной симметрией (пр. гр. R3, Z = 3) с параметрами ячейки a ~10.4 Å и c ~21 Å. Богатые титаном (C = Ti) разности встречаются в кристаллических матрицах радионуклидов [4, 7, 10, 11]. Содержание актинидов и их РЗЭ имитаторов в кричтоните обычно ниже, чем в муратаите. После облучения форма рефлексов кричтонита на рентгенограмме меняется: снижается их интенсивность и растет полуширина (ширина на середине высоты). Это обычное проявление разупорядочения (частичной аморфизации) структуры фаз. Облучение не сказывается на форме отражений муратаита, что позволяет предположить более высокую его устойчивость к гамма-радиации.
Условия опытов и содержания элементов в растворах по выщелачиванию, тест SPFT, даны в табл. 2. Скорость выщелачивания элемента (Ri), нормированная к его содержанию в образце, имеет размерность г/(см2 сутки) и вычисляется по формуле [5]: Ri = (Ciq)/(fS), здесь Ci – содержание элемента в растворе (г/см3), q – скорость потока (см3/сутки), f – доля элемента в составе керамики, S – площадь поверхности твердой фазы (см2).
Таблица 2.
№ пробы* | Ca | Al | Mn | Ti | Zr | Ce | pH |
---|---|---|---|---|---|---|---|
1–1 | 5360 | <8 | 150 | 9.9 | 1.7 | 10.4 | 8.2 |
1–2 | 5120 | 150 | 310 | <0.2 | 0.1 | 1.5 | 8.1 |
1–3 | 5210 | 120 | 470 | <0.2 | <0.03 | 0.1 | 7.8 |
1–4 | 6830 | 110 | 630 | 7.6 | 1.1 | 13.9 | 8.2 |
1–5 | 7930 | <8 | 810 | 2.1 | 0.3 | 3.4 | 7.8 |
1–6 | 4870 | <8 | 590 | 9.6 | 0.7 | 16.9 | 7.8 |
1–7 | 4880 | <8 | 650 | <0.2 | <0.03 | 0.1 | 7.9 |
1–8 | 5290 | <8 | 640 | 1.3 | 0.2 | 3.6 | 7.8 |
1–9 | 5270 | <8 | 610 | <0.2 | 0.2 | 0.8 | 7.7 |
Серия 1, среднее | 5640 | 42 | 540 | 3.4 | 0.4 | 5.7 | 7.9 |
2–1 | 3160 | 100 | 280 | <0.2 | <0.03 | <0.1 | 7.7 |
2–2 | 3320 | 13 | 360 | 2.3 | 0.2 | 7.9 | 7.8 |
2–3 | 3010 | 4 | 320 | <0.2 | 0.1 | 2.0 | 8.2 |
2–4 | 3290 | 10 | 330 | 1.7 | 0.1 | 5.0 | 8.2 |
2–5 | 3930 | 10 | 290 | 3.7 | 0.2 | 11.7 | 8.4 |
2–6 | 3110 | <8 | 230 | <0.2 | <0.03 | 0.7 | 8.0 |
2–7 | 3230 | <8 | 220 | 0.2 | <0.03 | 2.9 | 7.8 |
Серия 2, среднее | 3292 | 20 | 290 | 1.1 | 0.1 | 4.3 | 8.0 |
По данным СЭМ/ЭДС-анализа доля элемента в керамике (f) составляет 0.06 для Са, 0.07 для Mn, Ce и Zr, 0.29 для Ti. Поверхность твердой фазы (S, см2) рассчитана как S = 3m/(rρ), где m – масса образца (г), r – средний радиус частиц порошка матрицы (см), ρ – удельный вес керамики (г/см3). Масса твердой фазы в опытах равна 2.01 г (серия 1) и 1.77 г (серия 2). В опытах использована фракция зерен с размером от 0.125 и 0.071 мм, средний радиус принят за 4.9 × 10–3 см. С учетом плотности керамики 4.01 г/см3, рассчитанная площадь поверхности твердой фазы составила 308 см2 (серия 1) и 271 см2 (серия 2). Измеренная по адсорбции инертного газа Kr методом БЕТ площадь поверхности зерен матрицы почти в 6 раз выше расчетной величины [5], что необходимо учитывать при вычислении значения Ri.
Метод SPFT используется при изучении стеклообразных и кристаллических матриц. Для последних он оптимален, поскольку керамики устойчивее к воздействию растворов по сравнению со стеклами. В результате их изменение в водной среде происходит с меньшей скоростью и требует длительных опытов, высоких температур или агрессивных растворов.
Наибольшие содержания в растворах характерны для Ca и Mn, наименьшие – для Zr, Ti и Ce, как и в других работах [4, 5, 11]. Содержания Fe и, в ряде случаев Al, ниже предела обнаружения (0.01 мг/л). Значения рН растворов (7.7–8.4) лежат в слабощелочной области. Содержания всех элементов в растворах второй серии ниже, чем в растворах первой серии. В целом какой-либо отчетливой закономерности в изменении составов растворов со временем не обнаружено. Эти данные использованы для оценки скорости выщелачивания элементов из матрицы, в первую очередь церия, как имитатора актинидов. С учетом средних содержаний элементов для всего периода испытаний, равного 9 сут в первой серии и 7 сут во второй (табл. 2), нормированная скорость выщелачивания Се составила (6–9) × 10–9 г/(см2 сут) или менее 10–4 г/(м2 сут). Mn выщелачивается с большей скоростью, чем Al или Fe. Это может быть связано с различной степенью окисления элементов – Al3+ и Fe3+, тогда как Mn, вероятно, частично находится в виде Mn2+. В расчетах использована вычисленная площадь поверхности твердой фазы. Поскольку значение, измеренное методом БЕТ, выше в 5–6 раз, то реальные скорости выщелачивания элементов из образца должны быть несколько ниже.
В тесте SPFT содержания элементов в растворе и скорости выщелачивания проходят через максимум [5], затем снижаются с выходом на плато. Это обусловлено инконгруэнтным растворением керамики – выносом на ранней стадии легко выщелачиваемых более крупных и низкозарядных катионов, например Са2+ и Mn2+. В результате поверхностный слой зерен обогащается титаном и цирконием, что защищает матрицу от дальнейшего взаимодействия с раствором. В исследованиях пирохлоровой керамики при Т = 90°С и рН = 2 первая стадия длится десятки (до 50) сут, после 150 сут выщелачивание стабилизируется [5]. Различие начальной и остаточной скоростей выщелачивания составляет 1–1.5 порядка, так, для церия она снижается с 10–2 до 10–3.5 г/(м2 сут). Такой же разницы можно ожидать для начальной и остаточной скоростей выщелачивания в наших опытах при рН раствора = 7–8. Концентрации Са в растворах обеих серий лежат в узком диапазоне, поэтому полученные данные отвечают, вероятно, начальной скорости выщелачивания, а величина RCa = (5–6) × 10–2 г/(м2 сут). Для Ce она на три порядка ниже и оценивается в (6–9) × 10–5 г/(м2 сут). Скорости выщелачивания Ti и Zr ниже, чем для Се в 5–6 и 10 раз соответственно. По мере взаимодействия матрицы с раствором и образования поверхностного слоя, обогащенного титаном и цирконием, можно ожидать дальнейшего падения скорости выщелачивания церия (имитатор актинидов) еще на порядок, до 10–5 г/(м2 сут) и даже ниже. Из-за радиолиза рН раствора на контакте с матрицей может снизиться до значения 3–4, но подкисление будет подавлять реакция с контейнером, буфером и вмещающей породой. Поэтому близнейтральные–слабощелочные условия лучше отражают гидрохимическую обстановку в подземном хранилище радиоактивных отходов.
Таким образом, в результате проведенных исследований индукционным плавлением в холодном тигле получена матрица для изоляции ВАО актинидной (РЗЭ-актинидной, РЗЭ-Zr-актинидной) фракции. Она сложена доминирующим муратаитом зонального строения, небольшим количеством титаната со структурой минерала кричтонит и фазой стекла. Стекло образуется из-за контаминации расплава кремнеземом при частичном растворении огнеупорной обмазки тигля. Отличий в составе образцов с различной скоростью охлаждения не обнаружено. Они отличаются лишь размером зерен фаз – более крупным в образце, отобранном из блока с меньшей скоростью остывания и кристаллизации. Гамма-облучение образцов дозой 22 млн Грей не изменило рентген-дифракционную картину муратаита, но привело к некоторому снижению интенсивности и уширению рефлексов кричтонита. Это свидетельствует о его меньшей радиационной устойчивости, чем у муратаита. Модификация состава шихты позволила избежать появления перовскита в образце. Остаточная скорость выщелачивания Се (имитатор актинидов) в динамическом тесте оценивается в 10–5 г/(м2 сут).
Список литературы
Lutze W., Ewing R.C. (eds.). Radioactive Waste Forms for the Future. Amsterdam: Elsevier, 1988. 778 p.
Ершов Б.Г., Минаев А.А., Попов И.Б., Юрик Т.К., Кузнецов Д.Г., Иванов В.В., Ровный С.И., Гужавин В.И. Сравнение физико-химических свойств матриц для иммобилизации радиоактивных отходов (РАО) и технологических процессов их получения // Вопросы радиационной безопасности. 2005. № 1. С. 13–22.
Полуэктов П.П., Суханов Л.П., Матюнин Ю.И. Научные подходы и технические решения в области обращения с жидкими высокоактивными отходами // Российский химический журнал. 2005. Т. XLIX. № 4. С. 29–41.
Стефановский С.В., Пташкин А.Г., Князев О.А., Зеньковская М.С., Стефановская О.И., Варлакова Г.А., Бурлака О.А., Юдинцев С.В., Никонов Б.С. Иммобилизация имитатора актиноидно-редкоземельной фракции высокоактивных отходов в матрицу на основе муратаита методом индукционного плавления в холодном тигле // Физика и xимия обработки материалов. 2008. № 4. С. 18–25.
Icenhower J.P., Strachan D.M., Mcgrail B.P., Scheele R.D., Rodriguez E.A., Steele J.L., Legore V.L. Dissolution Kinetics of Pyrochlore Ceramics for the Disposition of Plutonium // American Mineralogist. 2006. V. 91. P. 39–53.
Blackburn L.R., Sun S., Gardner L.J., Maddrell E.R., Stennett M.C., Hyatt N.C. A Systematic Investigation of the Phase Assemblage and Microstructure of the Zirconolite CaZr1-xCexTi2O7 system // Journal of Nuclear Materials. 2020. V. 535. Paper ID 152137.
Лаверов Н.П., Юдинцев С.В., Стефановский С.В., Омельяненко Б.И., Никонов Б.С. Муратаитовые матрицы актинидных отходов // Радиохимия. 2011. Т. 53. Вып. 3. С. 196–207.
Юдинцев С.В., Стефановский С.В., Каленова М.Ю., Никонов Б.С., Никольский М.С., Кощеев А.М., Щепин А.С. Матрицы для иммобилизации отходов редкоземельно-актинидной фракции, полученные методом индукционного плавления в холодном тигле // Радиохимия. 2015. Т. 57. Вып. 3. С. 272–282.
Amoroso J.W., Marra J., Dandeneau C.S., Brinkman K., Xu Y., Tang M., Maio V., Webb S.M., Chiu W.K.S. Cold Crucible Induction Melter Test for Crystalline Ceramic Waste Form Fabrication: A Feasibility Assessment // Journal of Nuclear Materials. 2017. V. 486. P. 283–297.
Yudintsev S., Stefanovsky S., Nikonov B., Stefanovsky O., Nickolskii M., Skvortsov M. Phase Formation at Synthesis of Murataite-crichtonite Ceramics // Journal of Nuclear Materials. 2019. V. 517. P. 371–379.
Юдинцев С.В., Данилов C.С., Винокуров С.Е., Стефановская О.И., Никонов Б.С., Никольский М.С., Скворцов М.В., Мясоедов Б.Ф. Фазовый состав и гидротермальная устойчивость керамик на основе муратаита // Радиохимия. 2020. Т. 62. № 6. С. 505–511.
Shannon R.D. Revised Effective Ionic Radii and Systematic Studies of Interatomic Distances in Halides and Chalcogenides // Acta Crystallographica. Section A. 1976. V. A32. P. 751–767.
Krivovichev S., Yudintsev S., Pakhomova A., Stefanovsky S. Murataite-pyrochlore Ceramics as Complex Matrices for Radioactive Waste Immobilization: Structural and Microstructural Mechanisms of Crystallization // ICAM 2019 (14th International Congress for Applied Mineralogy), S. Glagolev (Ed.): SPEES, Springer, 2019. P. 447–450.
Никольский М.С., Юдинцев С.В. Дифракция отраженных электронов в исследовании матриц для иммобилизации актинидов на основе фаз муратаитового типа // Кристаллография. 2021. Т. 66. № 1. С. 124–135.
Lumpkin G.R., Blackford M.G., Colella M. Chemistry and Radiation Effects of Davidite // American Mineralogist. 2013. V. 98. P. 275–278.
Дополнительные материалы отсутствуют.
Инструменты
Доклады Российской академии наук. Науки о Земле