Устойчивость боросиликатного стекла с имитаторами радионуклидов в воде
- Авторы: Мальковский В.И.1, Юдинцев С.В.1, Никольский М.С.1, Стефановская О.И.2
-
Учреждения:
- Институт геологии рудных месторождений, петрографии, минералогии и геохимии Российской академии наук
- Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина Российской академии наук
- Выпуск: № 5 (2024)
- Страницы: 58-68
- Раздел: УТИЛИЗАЦИЯ И ЗАХОРОНЕНИЕ ОТХОДОВ
- URL: https://journals.eco-vector.com/0869-7809/article/view/681579
- DOI: https://doi.org/10.31857/S0869780924050061
- EDN: https://elibrary.ru/QPFLXQ
- ID: 681579
Цитировать
Полный текст
Аннотация
Скорости выщелачивания элементов из B-Si стекла с имитаторами радионуклидов при 90°С через 14 суток снижаются на 1-2 порядка из-за образования на его поверхности гелевого слоя. Устойчивость стекла в воде после ее контакта с бентонитом ниже, чем в дистиллированной воде. Изменение стекла определяют: диффузия воды, обмен щелочных металлов и протонов, гидролиз и разрыв связей атомов сетки стекла, появление геля, насыщение раствора кремнеземом и глиноземом, осаждение вторичных фаз. Имитаторы радионуклидов в основном остаются в гелевом слое, а В, щелочные металлы, U и Mo в высших степенях окисления накапливаются в растворе. Заметная доля имитаторов радионуклидов в продуктах выщелачивания стекла находится в составе коллоидов.
Ключевые слова
Полный текст
ВВЕДЕНИЕ
В связи с ограничениями на выбросы парниковых газов в течение десятилетий атомные станции (АЭС) будут важной частью мировой энергетики [30]. На завершающей стадии замкнутого ядерного топливного цикла образуются жидкие высокорадиоактивные отходы (ВАО) переработки отработавшего ядерного топлива, которые предполагается изолировать от биосферы в глубоких подземных хранилищах. Для этого жидкие ВАО иммобилизуют в стекломатрицы Al-P (Россия) или B-Si (другие страны) состава [4, 8, 13–20, 27, 31, 32, 34 и др.]. Высокая термостойкость B-Si стекол позволяет включать в них больше радиоактивных компонентов, чем в Al-P матрицу, что повышает эффективность перевода жидких ВАО в твердые формы. Поэтому в России также изучают свойства B-Si стеклообразных матриц [1, 6, 18, 35], однако число публикаций невелико и любые новые данные представляют интерес.
В национальных программах захоронения остеклованных ВАО основное внимание уделяется хранилищам шахтного типа [4, 16, 33], которые представляют собой систему горизонтальных галерей на глубине нескольких сотен метров, соединенную с поверхностью стволами для транспортировки ВАО и эксплуатации хранилища. Контейнеры с ВАО предполагается помещать в короткие скважины в основании галерей. В пространство между контейнерами и стенками скважин помещают буферный материал на основе бентонита [2, 4, 10, 12, 16, 35]. После консервации хранилище заполнят подземные воды, которые просочатся через слой бентонита и после коррозии контейнера начнут контактировать с остеклованными ВАО [15, 1٦, 35]. В работах [2, 7] изучалось их воздействие на Al-P стекло. Поскольку в России B-Si стекла считаются альтернативой Al-P стеклам, то вопрос о влиянии бентонита на выщелачивание B-Si стеклообразных матриц ВАО имеет большое практическое значение.
В ряде стран предполагается размещать хранилище в глинистых толщах [15–17, 28]. В работе [28] изучен вопрос о влиянии глинистых материалов на выщелачивание B-Si стекол SON68 – неактивного аналога стекла R7T7 (Франция). В одном опыте выщелачивание осуществляли дистиллированной водой, в другом – водой, равновесной с глиной. Сравнение результатов показало, что контакт воды с глиной увеличивает интенсивность выщелачивания стекла на порядок. Отмечалось существенное снижение концентрации Mg в растворе со временем за счет его осаждения на поверхности стекла. Наблюдалась корреляция между количествами осажденного Mg и Si, поступающими в раствор из стекла, из чего сделан вывод, что рост выщелачивания в присутствии глин вызван осаждением силиката магния на поверхности стекла. В дистиллированной воде Al и Si выщелачиваются из стекла SON68 слабее, чем Na, B и Li. В результате на поверхности формируется слой измененного стекла, обогащенный Al и Si, обедненный Na, B и Li, что замедляет выщелачивание. Осаждение силикатов магния приводит к снижению концентрации Si в измененном слое. Это ведет к уменьшению его толщины и увеличению проницаемости, с чем связан рост интенсивности выщелачивания в присутствии глины. Однако эти результаты не дают полного ответа на вопрос о влиянии бентонита на устойчивость стекла и, особенно, доле коллоидной формы имитаторов радионуклидов в растворах.
В Европе предполагается захоранивать остеклованные ВАО в юрских глинах келловейско-оксфордского ярусов, поэтому изучалось выщелачивание B-Si стекла в их присутствии [15, 16, 27]. За индикатор степени растворения принят бор, поскольку он поступает в раствор только из стекла, а его сорбция продуктами изменения стекла незначительна. Полученные результаты неоднозначны. С одной стороны, интенсивность выщелачивания B-Si-стекла в присутствии глины увеличилась в 4 раза, с другой – с ростом соотношения масс глины и стекла в эксперименте концентрации B в растворе могли снижаться. Отмечается, что на результаты эксперимента влияют примеси в глинах и реакции с кислородом воздуха.
В работе [18] изучалось влияние взаимодействия воды с разными минералами на характер изменения стекломатриц. Перед опытом вода сутки контактировала с бентонитом, цеолитом или каолинитом, затем проводилось выщелачивание образцов Al-P и B-Si стекол. Данные о влиянии растворов на интенсивность выщелачивания в этой работе не приведены.
Нами изучено выщелачивание B-Si стекол водой до и после ее контакта с бентонитом. Цель работы – анализ изменения интенсивности выщелачивания стекломатрицы в таком растворе по сравнению с дистиллированной водой, а также доли и состава коллоидных форм элементов – имитаторов радионуклидов в растворах.
МЕТОДИКА ЭКСПЕРИМЕНТА
В опытах применяли дистиллированную воду и воду после контакта с бентонитом (Месторождение 10-й Хутор, Хакасия), далее бентонитовая вода (отношение масс вода – бентонит 2 : 1, 13 сут, 90°С), состоящего из монтмориллонита (~ 77%), кварца (~ 13%), остальное – альбит, каолинит и кальцит. Состав бентонита (масс. %): 1.0 Na2O, 3.0 MgO, 18.1 Al2O3, 61.7 SiO2, 1.0 K2O, 2.2 CaO, 0.7 TiO2, 0.1 MnO, 4.2 Fe2O3, 0.1 P2O5, потери при прокаливании – 7.9 %. Полученная бентонитовая вода имеет состав, мг/л: Na – 280, Mg – 10.0, Al – 1.8, Si – 10.3, K – 13.7, Ca – 15.5, Fe – 1.0. При выщелачивании B-Si стекла использовалась нефильтрованнaя бентонитовая вода. Это сделано для соответствия параметров эксперимента реальным условиям выщелачивания остеклованных ВАО в подземном хранилище. Стекло расчетного состава (масс. %): 2.8 Li2O, 14.4 B2O3, 13.4 Na2O, 2.4 Al2O3, 45.6 SiO2, 2.4 CaO, 0.5 Cr2O3, 2.0 Fe2O3, 0.5 NiO, 0.6 SrO, 2.4 ZrO2, 2.2 MoO3, 1.5 Cs2O, 0.8 BaO, 1.0 La2O3, 3.0 CeO2, 4.0 Nd2O3, 0.5 UO2 изготовлено из смеси оксидов и солей. Шихту спекали 0.5 ч при 700°С, плавили 2 ч при 1150°С и сливали на металлическую плиту для закалки. Образцы размером 10 × 10 × 5 мм помещали в Ti автоклав с тефлоновой вставкой, добавляли 25 мл воды и выдерживали при 90°С, смену раствора проводили через 1 и 3 суток, общая длительность опыта составила 14 суток. Этот срок выбран с учетом того, что главные изменения стекла и раствора при 90°С происходят за первые десятки суток [6, 11, 21, 23]. Стекло изучали в сканирующем электронном микроскопе (СЭМ/ЭДС), состав раствора после опыта определен на атомно-эмиссионном спектрометре (ICP-AES) и масс-спектрометре с индуктивно связанной плазмой (ICP-MS). Доли коллоидной формы элементов в растворе определяли его фильтрованием через мембраны с диаметром пор 450 и 25 нм и последующим анализом фильтрата методами ICP-AES и ICP-MS.
РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЯ
По данным СЭМ/ЭДС анализа исходное стекло однородно (рис. 1а) и имеет состав, близкий к расчетному (табл. 1). После контакта с раствором на его поверхности возникает пленка толщиной первые микроны (рис. 1б, в), известная как “гелевый слой” [17–19, 21, 32]. В гелевом слое имеется большое количество воды, на воздухе она испаряется с уменьшением объема, что ведет к фрагментации гелевого слоя, особенно в опыте с бентонитовой водой (см. рис. 1в). Составы стекла и гелевого слоя пересчитаны на сумму в 100 масс. % (см. табл. 1), в анализах не учтены легкие элементы (H, Li, B). Гелевый слой, по сравнению со стеклом, содержит меньше Na и Мо, больше Al, Ca, Fe, Zr и РЗЭ. Наличие в геле воды затрудняет сравнение содержаний элементов в нем и в стекле. Рассмотрим данные о составах растворов после опытов, поскольку именно они характеризуют устойчивость матрицы (табл. 2–5).
Рис. 1. СЭМ-изображение стекла до (а − показаны площадки ЭДС анализа) и после (б, в) его контакта с дистиллированной (б) и бентонитовой (в) водой при 90°С в течение 14 сут.
Таблица 1. Составы образца (масс. %) до и после контакта с раствором (без учета B, Li и Н): 1 – гелевый слой, 2 – стекло под гелевым слоем. Остальное – кислород до суммы 100 масс. %. Пределы обнаружения: σвес. % < 0.1
Образец | Na | Al | Si | Ca | Cr | Fe | Ni | Sr | |
элементы стекломатрицы | продукты коррозии и деления | ||||||||
Исходное стекло | 9.81 | 1.81 | 25.52 | 1.57 | 0.29 | 1.28 | 0.34 | 0.89 | |
Дистиллированная вода | 1 | 2.13 | 2.39 | 26.30 | 2.24 | 0.55 | 2.41 | 0.25 | 1.08 |
2 | 4.27 | 2.68 | 28.05 | 2.07 | 0.39 | 1.66 | 0.28 | 1.10 | |
Бентонитовая вода | 1 | 2.06 | 2.99 | 20.51 | 2.57 | 0.56 | 3.92 | 0.90 | 1.28 |
2 | 8.99 | 2.17 | 25.88 | 1.82 | 0.37 | 1.53 | 0.39 | 1.04 | |
Исходное стекло | 1.73 | 1.43 | 1.52 | 0.56 | 0.63 | 2.25 | 2.62 | 0.47 | |
Дистиллированная вода | 1 | 4.41 | 0.68 | 1.43 | 0.91 | 1.50 | 5.16 | 5.86 | 0.69 |
2 | 2.54 | 1.10 | 1.53 | 0.78 | 0.90 | 3.00 | 3.58 | 0.66 | |
Бентонитовая вода | 1 | 5.46 | 0.77 | 1.10 | 1.18 | 1.89 | 6.70 | 7.91 | 1.23 |
2 | 1.92 | 1.61 | 1.69 | 0.69 | 0.80 | 2.69 | 3.20 | 0.55 |
Таблица 2. Концентрации элементов матрицы (мг/л), дистиллированная вода, ICP-AES*
Элемент | Первые сутки контакта | +3 сут. | +10 сут. | ||||||
Исх. | 450 нм | 25 нм | Исх. | 450 нм | 25 нм | Исх. | 450 нм | 25 нм | |
Na | 8.24 | 7.81 | 7.30 | 9.95 | 9.68 | 10.4 | 22.4 | 19.5 | 22.7 |
Al | 0.49 | 0.23 | 0.26 | 0.99 | 0.28 | 0.25 | 1.17 | 0.23 | 0.21 |
Si | 1.89 | 2.77 | 2.42 | 9.00 | 2.94 | 2.78 | 12.5 | 5.63 | 3.75 |
Ca | 3.09 | 3.24 | 3.41 | 3.12 | 2.54 | 4.04 | 3.50 | 1.91 | 2.36 |
Fe | 0.56 | 0.46 | 0.25 | 0.62 | 1.41 | 0.67 | 0.74 | 0.40 | 0.55 |
* Здесь и далее для ICP-AES пределы обнаружения для Na, Al, Ca, Fe – 0.01 мг/л, для Si – 0.005 мг/л
Таблица 3. Концентрации имитаторов отходов (мкг/л), дистиллированная вода, ICP-МS*
Элемент | Первые сутки контакта | +3 сут. | +10 сут. | ||||||
Исх. | 450 нм | 25 нм | Исх. | 450 нм | 25 нм | Исх. | 450 нм | 25 нм | |
Ba | 827 | 513 | 773 | 1665 | 697 | 319 | 1045 | 408 | 612 |
Ce | 0.8 | 0.6 | 0.4 | 0.9 | 0.8 | 0.6 | 1.2 | 0.6 | 0.6 |
Cr | 45 | 34 | 34 | 87 | 77 | 75 | 202 | 175 | 199 |
Cs | 704 | 640 | 519 | 1196 | 1025 | 923 | 2430 | 1864 | 1932 |
La | 0.3 | 0.1 | <0.05 | 0.2 | 0.2 | 0.1 | 0.3 | 0.1 | 0.1 |
Mo | 982 | 939 | 840 | 1500 | 1463 | 1458 | 3492 | 3035 | 3422 |
Nd | 0.8 | 0.2 | 0.2 | 0.6 | 0.3 | 0.2 | 0.5 | 0.3 | 0.2 |
Ni | 196 | 212 | 330 | 496 | 347 | 233 | 383 | 81 | 259 |
Sr | 89 | 60 | 43 | 210 | 107 | 79 | 178 | 77 | 56 |
Zr | 5.1 | 1.0 | 1.3 | 1.7 | 2.0 | 1.3 | 1.5 | 0.9 | 0.8 |
U | 5.4 | 2.0 | 0.5 | 19 | 8.9 | 2.8 | 46 | 29 | 32 |
* Здесь и далее для ICP-МS пределы обнаружения элементов равны, мкг/л: Ba – 0.08, Ce – 0.011, Cr – 0.5, Cs – 0.016, La – 0.05, Mo – 0.1, Nd –0.002, Ni – 0.3, Sr – 0.04, Zr – 0.01, U – 0.01.
Таблица 4. Концентрации элементов матрицы (мг/л), бентонитовая вода, ICP-AES
Элемент | Первые сутки контакта | +3 сут | +10 сут | ||||||
Исх. | 450 нм | 25 нм | Исх. | 450 нм | 25 нм | Исх. | 450 нм | 25 нм | |
Na | 437 | 622 | 331 | 181 | 484 | 108 | 192 | 189 | 253 |
Mg* | 16.70 | 4.32 | 4.12 | 4.47 | 1.23 | 1.07 | 7.52 | 0.42 | 1.61 |
Al | 6.89 | 0.42 | 0.26 | 1.81 | 0.40 | 0.40 | 3.04 | 10.6 | 32.7 |
Si | 37.10 | 59.44 | 10.20 | 8.53 | 22.6 | 8.12 | 14.7 | 12.4 | 35.4 |
K* | 20.3 | 28.5 | 19.90 | 8.64 | 23.3 | 8.89 | 6.63 | 5.97 | 11.1 |
Ca | 32.3 | 23.7 | 25.80 | 9.68 | 12.75 | 9.67 | 9.44 | 2.87 | 11.6 |
Fe | 2.07 | 0.20 | 0.48 | 0.76 | 0.19 | 0.44 | 1.23 | 0.45 | 1.38 |
* Элементы, перешедшие в раствор из бентонита.
Таблица 5. Концентрации имитаторов отходов (мкг/л), бентонитовая вода, ICP-MS
Элемент | Первые сутки контакта | +3 сут. | +10 сут. | ||||||
Исх. | 450 нм | 25 нм | Исх. | 450 нм | 25 нм | Исх. | 450 нм | 25 нм | |
Ba | 1156 | 1129 | 632 | 438 | 630 | 1830 | 1141 | 761 | 1995 |
Ce | 114 | 47 | 2 | 42 | 155 | 7.0 | 145 | 49 | 5.4 |
Cr | 231 | 361 | 191 | 185 | 545 | 510 | 691 | 734 | 1019 |
Cs | 2977 | 4450 | 1632 | 1907 | 5071 | 3236 | 7110 | 4021 | 4696 |
La | 59 | 2.1 | 2.1 | 24 | 1.1 | 4.6 | 90 | 1.2 | 138 |
Nd | 138 | 47 | 2.0 | 59 | 159 | 12.7 | 213 | 48 | 91 |
Ni | 576 | 139 | 63 | 207 | 78 | 185 | 973 | 111 | 1466 |
Sr | 1783 | 1169 | 495 | 810 | 972 | 583 | 2509 | 321 | 467 |
Zr | 11.8 | 2.5 | 6.1 | 12 | 6.0 | 33.9 | 20 | 1.2 | 9.2 |
U | 879 | 1333 | 939 | 518 | 1560 | 587 | 967 | 868 | 851 |
Примечание: Мо в составе растворов этой серии опытов не определялся.
По содержанию в растворе выделяются три группы элементов: Al, Na, Si, Са, Cs, Mo (тысячи мкг/л), Fe, Ba, Cr, Ni, Sr (сотни мкг/л), U, Zr, РЗЭ (десятки и единицы мкг/л). Для одних элементов (Al, Na, Si, Fe, Cr, Cs, Mo, U) содержания в нефильтрованных растворах растут со временем взаимодействия, т.е. производная их концентраций по времени положительна, но у части из них (Al, Si, Fe, Cа, Ba, Ni, Sr) скорость роста замедляется (т.е. величина производной концентрации по времени, оставаясь положительной, уменьшается). Наименьшая концентрация характерна для РЗЭ и Zr. Фильтрование снижает концентрацию в растворе большинства элементов (кроме Na, Cr, Cs и Mo). Наиболее заметно это для Al, Si, Sr, Ва, Zr и U, слабее фильтрование влияет на содержание Ca и Fe (см. табл. 2, 3).
В опытах с бентонитовой водой концентрация элементов матрицы в растворах выше, особенно Na, Ca и Si, появляются Mg и K в связи с поступлением из бентонита (см. табл. 4). В них выше содержания имитаторов радионуклидов, чем в опытах с дистиллированной водой.
Фильтрование снижает содержание РЗЭ, Zr, Ni, Sr (см. табл. 5) в растворе, содержания других элементов ВАО меняются слабее. Для первых можно предположить высокую долю коллоидов, остальные элементы находятся преимущественно в растворенном виде.
Из данных по составам стекла и нефильтрованных растворов (см. табл. 1–5) вычислены скорости выщелачивания по формуле
, (1)
где Ci – массовая концентрация элемента в растворе, V – объем раствора, S – площадь образца, t – время контакта стекла и раствора, f – массовая доля элемента в стекле. Вычисленные скорости выщелачивания на каждом интервале времени между заменами воды отнесены к серединам этих интервалов. Для элементов матрицы (рис. 2а, в) значения Ni снижаются от Na и Ca к Al, Fe и Si. В бентонитовой воде значения на порядок выше. Скорости выщелачивания имитаторов радионуклидов в опытах длительностью 14 сут снижаются на порядок (см. рис. 2б, г) из-за уменьшения интенсивности взаимодействия стекла и раствора, вероятно в связи с появлением экранирующего поверхностного гелевого слоя.
Рис. 2. Скорости выщелачивания элементов обычной (а, б) и бентонитовой (в, г) водой.
ОБСУЖДЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ
Часть продуктов выщелачивания остеклованных ВАО, в том числе радионуклиды, могут поступать в раствор в коллоидной форме, получившей название первичного коллоида [5]. Подвижность радионуклидов в виде коллоида может быть существенно выше, чем в ионной форме [24]. Поэтому важно определить долю коллоидной формы элементов в растворах. В моделях выщелачивания B-Si-стекол предполагается, что элементы поступают из неизмененного стекла в раствор за счет диффузии, а положение этой границы смещается из-за растворения [22, 32]. Математическая формулировка такой модели получила название задачи Стефана. Согласно решению одномерной задачи Стефана, при конгруэнтном растворении вещества интенсивность поступления в раствор уменьшается со временем пропорционально 1 / √t [3]. Рассмотрим выщелачивание стекла дистиллированной водой. На начальной стадии угол наклона кривых N (t) к оси абсцисс для Na, Ca и Fe примерно одинаков (см. рис. 2а, б), при аппроксимации зависимостей N (t) степенными функциями t–a показатель степени a для них равен 0.6. С учетом возможных ошибок в определении концентраций элементов это согласуется с теоретическим решением задачи Стефана. Графиком степенной зависимости в логарифмических координатах служит прямая линия. Поэтому зависимости N (t) для Al и Si плохо аппроксимируются степенными функциями, так как на начальном отрезке времени N (t) для Al изменяется незначительно, а для Si возрастает. Несовпадение кривых N (t) говорит о неконгруэнтности выщелачивания. Так Na легко поступает из стекла в раствор, за счет этого фронт выщелачивания смещается и образуется гелевый слой, обедненный Na и Ca, обогащенный слаборастворимыми Al и Si [25, 26]. По-видимому, при выщелачивании стекла Al поступает в раствор как Al(OH)4–, и почти сразу достигается насыщение с концентрацией Al3+ порядка 10–5 моль/л [9]. Из-за низкой растворимости Al3+ смещение фронта выщелачивания можно интерпретировать как толщину измененного слоя. Пропорциональное 1 / √t убывание N (t) для Na обусловлено тем, что смещение фронта (и толщина измененного слоя) растет пропорционально √t.
Таким образом, путь, который проходят катионы Na+, диффундируя от фронта выщелачивания до границы между измененным слоем и раствором, растет пропорционально. Это не относится к выщелачиванию слаборастворимых Al и Si. Катионы Al3+ и Si4+ поступают в раствор не только от фронта выщелачивания, но и от всего измененного слоя. Поскольку измененный слой обогащен Al и Si, большее количество их катионов поступает в раствор как раз не от фронта выщелачивания, а от всего измененного слоя. Поэтому диффузионный путь Al3+ и Si4+ в раствор растет значительно медленнее, чем √t. Содержания Al и Si в измененном слое не равны исходным и даже растут (за счет диффузии при движении фронта выщелачивания и сорбции в гелевом слое), что может привести к временному росту интенсивности их поступления, как в случае Si. В некоторых фильтратах концентрации элементов выше их концентрации в исходных растворах (см. табл. 2–5). Это, вероятно, связано с неоднородностью раствора, из которого отбирались аликвоты для анализа, обусловленной неравномерным пространственным распределением в нем крупных коллоидных частиц.
Снижение концентрации Al в фильтратах (см. табл. 2) указывает, что на всех интервалах выщелачивания Al находится в основном в форме коллоида. Доля коллоидной формы Si в растворе на начальной стадии выщелачивания незначительна, в дальнейшем до 70 отн. % Si в растворе приходится на частицы размером более 25 нм. Содержание Na+ в растворе на фронте выщелачивания выше, чем в объеме раствора, что увеличивает растворимость Al3+ [9]. Раствор оказывается неравновесным: он насыщен у поверхности стекла из-за высоких концентраций Na+. Ионы Al3+ за счет броуновского движения поступают в основной объем раствора, в результате происходит спонтанное формирование коллоидных частиц. Поэтому Al присутствует в растворе преимущественно в коллоидной форме с самого начала процесса. Аналогичным образом формируется и коллоидная фракция Si.
В опытах с бентонитовой водой интерпретация данных об элементах, входящих в каркас стекломатрицы, затруднена. Это связано с тем, что многие из этих элементов входят в состав бентонита. Казалось бы, эту неопределенность легко устранить, вычтя из значений концентраций в фильтрате концентрации этих элементов в растворе, который заливался в автоклав. Однако это не является решением проблемы, поскольку те же элементы могут осаждаться на поверхности стекла. Таким образом, однозначно определить массу этих элементов, поступающих в раствор из стекла, не представляется возможным.
С практической точки зрения главное значение имеет выщелачивание имитаторов радионуклидов. Бентонит существенно влияет на выщелачивание B-Si-стекол (см. рис. 2в, г). Снижается интенсивность растворения Ba и Cs, вероятно, из-за роста концентрации Na в бентонитовой воде и связанной с ним конкуренцией за гидроксильные группы поверхности стекла (см. табл. 2, 4). В начале эксперимента интенсивность выщелачивания U повышается почти на порядок, но с течением времени она становится почти такой же, как и при выщелачивании стекла дистиллированной водой.
Несущественно меняется интенсивность выщелачивания Sr и Zr, но почти на порядок в бентонитовой воде увеличивается скорость выщелачивания Ce, Nd, La. Отметим, что кривые зависимостей N(t), за исключением Zr, группируются в два компактных семейства (см. рис. 2), в одно из которых входят осколочные радионуклиды Cs и Sr, а другое составляют Ce и Nd – также продукты деления и РЗЭ-имитаторы малых актинидов.
При взаимодействии с бентонитом рН водного раствора увеличивается [7], что может привести к интенсификации выщелачивания стекломатрицы. Зависимость скорости выщелачивания боросиликатных стекол от величины рН можно описать соотношением [13]:
,
где N0 – величина скорости выщелачивания при рН 7, η – безразмерный коэффициент аппроксимации, принимающий значения в диапазоне 0.3÷0.6 в зависимости от элемента, по которому рассчитана величина N. Помимо роста рН усиление выщелачивания B-Si-стекол в присутствии бентонита принято объяснять наличием в растворе магния, экстрагированного из бентонита [28]. Считается, что Mg соединяется с Si, поступившим при выщелачивании, образуя слаборастворимые силикаты магния. Дефицит Si в растворе у поверхности стекла за счет образования силикатов магния приводит к снижению содержания Si в измененном слое стекла. За счет выноса Si от фронта выщелачивания снижается толщина геля и увеличивается его пористость, а значит и коэффициент диффузии элементов. Полученные результаты согласуются с такой моделью. Mg не входит в состав стекла и поступает в раствор из бентонита. Концентрации Mg в растворе снижаются по мере взаимодействия со стеклом, что может произойти только за счет отложения Mg на его поверхности. Содержания Si в растворе также снижаются со временем. Это указывает на возможность формирования на поверхности стекла вторичных отложений, в которых имеются силикаты магния. Данный эффект неоднократно описывался ранее [15, 17].
Коллоиды радионуклидов значительно более подвижны в подземных водах, чем в растворенной форме. Поэтому важно определить, какая часть имитаторов радионуклидов переходит в раствор в виде первичного коллоида, как доля коллоидной формы меняется со временем и как на это влияет присутствие бентонита. Возможно, что часть имитаторов радионуклидов, поступая в раствор в ионной форме, затем осаждается на бентонитовых коллоидах, которые являются таким образом конкурентами первичному коллоиду.
Обозначим концентрацию имитатора радионуклида в растворе CEl (t), а его концентрацию в фильтрате через мембрану с диаметром пор 25 нм – CEl, 25 (t). Долю коллоидной формы f (t) в содержании элемента El в растворе оценим как
.
Нижняя граница размера коллоидных частиц равна 1 нм, поэтому F является заниженной оценкой. Большая часть имитаторов радионуклидов в растворе находится в коллоидной форме (рис. 3), их доля заметно возрастает для РЗЭ-имитаторов малых актинидов в бентонитовой воде.
Рис. 3. Зависимость коллоидной доли содержаний элементов в растворе от времени опыта. Сплошные линии – опыты с дистиллированной водой, пунктирные – с бентонитовой водой.
Изменение матрицы со временем будут определять 4 процесса [19, 34]: 1) растворение на фронте выщелачивания (граница стекла и геля); 2) диффузия элементов стекла от фронта выщелачивания матрицы в раствор; 3) диффузия воды и ионов из раствора к фронту выщелачивания; 4) осаждение вторичных фаз на поверхности геля. Толщина такого гелевого слоя обычно составляет от сотен нанометров до первых десятков микрометров [14]. На первой стадии скорость растворения стекла максимальная, она называется начальной или “forward rate” [19–21, 26, 32]. С появлением геля на поверхности система переходит в квазиравновесное состояние, где скорость изменения стекла, получившая название “остаточная скорость выщелачивания” становится минимальной и практически постоянной. Соотношение начальной и остаточной скоростей выщелачивания меняется в диапазоне от 102 до 104. Время перехода от начальной к квазиравновесной стадии зависит от температуры, составов стекла и раствора, площади поверхности стекла, объема и скорости обновления раствора [6, 11, 16], при 90°С это занимает от нескольких дней до 20–30 сут. Изученная нами система находится на 2-й стадии взаимодействия (переход от начальной к квазиравновесной стадии) с постепенным снижением скорости выноса элементов из стекла. Изменение стекла в воде определяют [19]: диффузия воды в стекло, обмен щелочей и протонов, гидролиз с разрывом связей атомов в стекле, появление геля и его эволюция, насыщение раствора кремнеземом и глиноземом, осаждение вторичных фаз. Радионуклиды остаются в гелевом слое и могут захватываться вторичными фазами при их осаждении или за счет сорбции. При контакте стекла и воды образуется слой изменений (гель) с резким снижением скоростей растворения стекла и выщелачивания элементов. Только бор, щелочи, а также U и Mo в высших степенях окисления накапливаются в растворе. Активизировать растворение стекла может осаждение вторичных фаз и изменение состава раствора. Изменение концентрации элементов в опытах со временем показало, что в нашем случае перехода системы в стадию 3 еще не произошло.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Система инженерных барьеров подземного хранилища отходов включает матрицу ВАО, контейнер и буферный слой, засыпку из щебня породы и цементные стенки горных выработок. В Российской Федерации, как и в ряде других стран, рассматривается возможность применения B-Si-стекла как матрицы, а в качестве материала буферного слоя — бентонит. Через какое-то время после консервации хранилище заполнят подземные воды. Со временем произойдет коррозия контейнеров, и воды начнут взаимодействовать с отходами. Степень их загрязнения радионуклидами определяется интенсивностью выщелачивания стекломатрицы ВАО. Подземные воды до контакта с ВАО пройдут через буферный слой бентонита, их состав изменится, что повлияет на выщелачивание матрицы, содержание и форму продуктов выщелачивания в водах.
Исследовано взаимодействие воды и бентонита при 90°С в течение 14 сут. В растворе имеются в заметных количествах Al, Ca, Fe, K, Mg, Na, Si. Высокая доля коллоидов наблюдалась для Al, остальные элементы содержались растворе в ионной форме либо в виде частиц с размерами менее 25 нм. По сравнению с дистиллированной водой интенсивность выщелачивания имитаторов актинидов бентонитовой водой возрастает на порядок, а Ba и Cs снижается. Интенсивность выщелачивания U и Sr растет в начале процесса, затем падает до значений, полученных при выщелачивании стекла дистиллированной водой. Данные о концентрации Mg и Si в растворах свидетельствуют об отложении на поверхности стекла силикатов магния. В результате гелевый слой в опытах с бентонитовой водой становится более проницаем для диффузии элементов, что согласуется с литературными данными.
Более половины РЗЭ-имитаторов малых актинидов и стронция содержится в растворе в коллоидной форме. При взаимодействии стекла с бентонитовой водой доля коллоидной фракции РЗЭ выше, чем в дистиллированной воде. При выщелачивании дистиллированной водой доля коллоидной фракции U сначала составляет около 90%, снижаясь затем до 25%. Коллоидная фракция U в продуктах выщелачивания стекла бентонитовой водой отсутствовала.
Устойчивость матрицы к действию раствора растет с увеличением в стекле глинозема. Стекла с низким содержанием Al быстрее растворяются [14], достигая стадии с минимальной (остаточной) скоростью выщелачивания. В стеклах с высоким содержанием Al гелевый слой максимально обогащен алюминием, что делает его более устойчивым и способным лучше защищать стекло от изменений в воде.
На поведение матрицы кроме бентонитового буфера будут влиять контейнер и продукты его коррозии, цементная облицовка выработок [11, 16, 19, 27]. По данным [16], средняя скорость растворения стекла в хранилище определена как 0.006 г/(м2·сут) при разбросе значений от 0.00005 до 0.06 г/(м2·сут). Наименее устойчиво стекло в сильнощелочных водах, рН которых определяет цементная облицовка. Образование слоя изменений замедляет растворение стекломатрицы, остаточная скорость ее выщелачивания снижается на 2–3 порядка. Высокая устойчивость B-Si стекломатриц доказана натурными опытами [25], археологическими данными и изучением их природных аналогов – базальтовых вулканических стекол [29].
Работа выполнена по теме НИР государственного задания Минобрнауки России для ИГЕМ РАН.
Авторы признательны Б.Р. Тагирову за помощь в проведении экспериментов. Бентонит любезно предоставлен сотрудниками ООО “Компания Бентонит”.
Об авторах
В. И. Мальковский
Институт геологии рудных месторождений, петрографии, минералогии и геохимии Российской академии наук
Автор, ответственный за переписку.
Email: malkovsky@inbox.ru
Россия, Старомонетный пер., 35, Москва, 119017
С. В. Юдинцев
Институт геологии рудных месторождений, петрографии, минералогии и геохимии Российской академии наук
Email: yudintsevsv@gmail.com
Россия, Старомонетный пер., 35, Москва, 119017
М. С. Никольский
Институт геологии рудных месторождений, петрографии, минералогии и геохимии Российской академии наук
Email: mnickolsky@gmail.com
Россия, Старомонетный пер., 35, Москва, 119017
О. И. Стефановская
Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина Российской академии наук
Email: olga-stef@yandex.ru
Россия, Ленинский пр., 31, к. 4, Москва, 119071
Список литературы
- Алой А.С., Трофименко А.В., Кольцова Т.И., Никандрова М.В. Физико-химические характеристики остеклованных модельных ВАО ОДЦ ГХК // Радиоактивные отходы. 2018. № 4(5). С. 67–75.
- Болдырев К.А., Мартынов К.В., Крючков Д.В. и др. Численное моделирование выщелачивания алюмофосфатного стекла в статическом режиме в присутствии бентонита // Радиохимия. 2019. T. 61. № 5. С. 427–432.
- Карслоу Г., Егер Д. Теплопроводность твердых тел / Пер. с англ. М.: Наука, 1964. 487 с.
- Лаверов Н.П., Величкин В.И., Омельяненко Б.И., Юдинцев С.В. и др. Изоляция отработавших ядерных материалов: геолого-геохимические основы. М: ИФЗ РАН, 2008. 280 с.
- Мальковский В.И. Перенос техногенных радионуклидов в земной коре. М.: ООО “Сам Полиграфист”, 2020. 190 с.
- Мартынов К.В., Андрющенко Н.Д., Некрасов А.Н., Захарова Е.В. Синтез и выщелачивание боро-содержащих стекол для РАО в условиях глубинного захоронения // Радиоактивные отходы. 2023. № 3 (24). С. 44–64.
- Мартынов К.В., Захарова Е.В. Взаимодействие подземной воды с барьерным бентонитом и фосфатным стеклом, содержащим имитаторы РАО // Вопросы радиационной безопасности. 2019. №3. C. 23–39.
- Ремизов М.Б., Козлов П.В., Логунов М.В. и др. Концептуальные и технические решения по созданию на ПО “Маяк” установок остекловывания текущих и накопленных жидких ВАО // Вопросы радиационной безопасности. 2014. № 3. С. 17–25.
- Толчев А.В., Казанцева Е.Л., Куликов М.А. Динамика взаимодействия “твердое тело – жидкость” при термообработке гидроксида алюминия в дистиллированной воде // Вестник ЮУрГУ. 2012. № 36. С. 29–32.
- Alonso U., Missana T., Fernández A.M., García-Gutiérrez M. Erosion behaviour of raw bentonites under compacted and confined conditions: Relevance of smectite content and clay/water interactions // Applied Geochemistry. 2018. V. 94. P. 11–20.
- Backhouse D.J., Fisher A.J., Neeway J.J. et al. Corrosion of the International Simple Glass under acidic to hyperalkaline conditions // Materials Degradation. 2018. V. 2. 29.
- Birgersson M., Hedström M., Karnland O., Sjöland A. Bentonite buffer: macroscopic performance from nanoscale properties // In Apted M J, Ahm J (eds). Geological repository systems for safe disposal of spent nuclear fuels and radioactive waste. 2nd ed.: Woodhead Publishing. 2017. P. 319–364.
- Cassingham N., Corkhill C.L., Backhouse D.J. et al. The initial dissolution rates of simulated UK Magnox – ThORP blend nuclear waste glass as a function of pH, temperature and waste loading // Mineralogical Magazine. 2015. V. 79(6). P. 1529–1542.
- Damodaran K., Gin S., Narayanasamy S., Delaye J.-M. On the effect of Al on alumino-borosilicate glass chemical durability // npj Materials Degradation. 2023. V. 7: 46.
- Debure M., De Windt L., Frugier P., Gin S. Mechanisms involved in the increase of borosilicate glass alteration by interaction with the Callovian-Oxfordian clayey fraction // Applied Geochemistry. 2018. V. 98. P. 206–220.
- Deissmann G., Haneke K., Filby A., Wiegers R. Dissolution behaviour of HLW glasses under OPERA repository conditions. OPERA-PU-IBR511A. Vlissingen, NL: Opera, 2016. 76 p.
- Fisher A.J., Imran M.N.B., Mann C., Gausse C. et al. The dissolution of UK simulant vitrified high level waste in groundwater solutions // J. of Nuclear Materials. 2020. V. 538: 152245.
- Frolova A.V., Danilov S.S., Vinokurov S.E. Corrosion behavior of some glasses immobilized with REE in simulated mineral solutions // Ceramics Intern. 2022. V. 48. P. 19644–19654.
- Gin S., Abdelouas A., Criscenti L.J., Ebert W.L. et al. An international initiative on long-term behavior of high-level nuclear waste glass // Materials Today. 2013. V. 16. N 6. P. 243–248.
- Gin S., Delaye J.-M., Angeli F., Schuller S. Aqueous alteration of silicate glass: state of knowledge and perspectives // npj Materials Degradation. 2021. V. 5: 42.
- Gin S., Jollivet P., Fournier M., Angeli F., Frugier P. Origin and consequences of silicate glass passivation by surface layers // Nature Communications. 2015. V. 6: 6360.
- Grambow B., Müller R. First-order dissolution rate law and the role of surface layers in glass performance assessment // J. of Nuclear Materials. 2001. V. 298. P. 112–124.
- Harrison M.T. The effect of composition on short- and long-term durability of UK HLW glass // Procedia Materials Science. 2014. V. 7. P. 186–192.
- Honeyman B.D. Colloidal culprits in contamination // Nature. 1999. V. 397. P. 23–24.
- Jantzen C.M., Kaplan D.I., Bibler N.E., Peeler D.K., Plodinec M.J. Performance of a buried radioactive high level waste (HLW) glass after 24 years // J. of Nuclear Materials. 2008. V. 378. P. 244–256.
- Jantzen C.M., Trivelpiece C.L., Crawford C.L. et al. Accelerated leach testing of glass (ALTGLASS): I. Informatics approach to high level waste glass gel formation and aging // Int. J. Appl. Glass. Sci. 2017. V. 8. P. 69–83.
- Johnson L., King F. The effect of the evolution of the environmental conditions on the corrosion evolutionary path in a repository for spent fuel and high-level waste in Opalinus Clay // J. of Nuclear Materials. 2008. V. 379. P. 9–15.
- Jollivet P., Frugier P., Parisot G., Mestre J.P. et al. Effect of clayey groundwater on the dissolution rate of the simulated nuclear waste glass SON68 // J. of Nuclear Materials. 2012. V. 420. P. 508–518.
- Libourel G., Verney-Carron A., Morlok A., Gin S. et al. The use of natural and archeological analogues for understanding the long-term behavior of nuclear glasses // C. R. Geoscience. 2011. V. 343. P. 237–245.
- Net Zero Roadmap. A global pathway to keep the 1.5C goal in reach. 2023 Update. Paris: International Energy Agency, 2023. 224 p.
- Ojovan M., Lee W.E. Glassy waste forms for nuclear waste immobilization // Metallurgical and Materials Transactions A. 2011. V. 42A. P. 837–851.
- Poluektov P.P., Schmidt O.V., Kascheev V.A., Ojovan M.I. Modelling aqueous corrosion of nuclear waste phosphate glass // J. of Nuclear Materials. 2017. V. 484. P. 357–366.
- Status and trends in spent fuel and radioactive waste management. Vienna: IAEA, 2022. 88 p.
- Thorpe C.L., Neeway J.J., Pearce C.I., Hand R.J. et al. Forty years of durability assessment of nuclear waste glass by standard methods // npj Materials Degradation. 2021. V. 5: 61.
- Zubekhina B., Burakov B., Shiryaev A., Liu X., Petrov Y. Long-term chemical alteration of 238Pu-doped borosilicate glass in a simulated geological environment with bentonite buffer // Sustainability. 2023. V. 15: 6306.
Дополнительные файлы
