Лаборатория эспериментальной и технической петрологии МГУ,
к. A-607, тел. 939-20-40

Вторая половина ХХ века ознаменовалась резким обострением экологических проблем. Масштабы техногенной активности человечества в настоящее время уже сравнимы с геологическими процессами. К прежним типам загрязнений окружающей среды, получивших экстенсивное развитие, добавилась новая опасность радиоактивного заражения. Главным ее источником является отработанное топливо атомных электростанций. Наиболее развитые страны непрерывно увеличивают долю энергии, производимую ядерными электростанциями: Франция - более 60%, Германия - 40%, Англия - 65%, Япония - около 60%, США - 30% и т.д. Ископаемое углеродное топливо имеет тенденцию к полному исчерпанию. Все нетрадиционные источники энергии (ветер, солнце, приливы, тепло Земли) не конкурентноспособны из-за экономической нерентабельности и малых ресурсов. Только ядерная энергия может служить цивилизации практически неограниченное время. Отстают в ее использовании те страны, где много источников гидроэнергии (Канада, Норвегия, Швеция, Россия) но и они наращивают мощности АЭС.

Источниками энергии в ядерных реакторах служат реакции деления. Ядра урана-235, поглощая нейтроны, становятся неустойчивыми и распадаются с образованием осколочных ядер элементов двух групп: от германия до иода (NN 32-53) и от цезия до европия (NN 55-63). При этом выделяется большее число нейтронов, чем поглощается, так что при наличии критической массы ²³⁵U реакция деления может стать саморазвивающейся. Однако, все ядерные реакторы сконструированы так, что этот процесс совершенно исключен, а все взрывы ядерных реакторов являются тепловыми, подобными взрывам паровых котлов. Масса продуктов реакции деления меньше, чем распавшихся ядер ²³⁵U и поглощенных нейтронов. За счет "дефекта массы" и выделяется энергия: E=mc². В результате реакции деления образуются высокоактивные изотопы (осколки деления), которые и представляют опасность из-за своей активности. Одновременно идут реакции нейтронного захвата: ядра урана-238, захватывая нейтроны, образуют ядра трансурановых элементов - нептуния, плутония, америция, кюрия. Именно этот процесс используют для наработки плутония с последующим применением последнего в атомных боеприпасах.

В ядерных реакторах топливо (обогащенный природный уран) в виде таблеток UO₂ помещается в трубки из циркониевой стали (тепловыделяющий элемент - ТВЭЛ). Эти трубки располагаются в активной зоне реактора, между ними помещаются блоки замедлителя (графита), регулирующие стрежни (кадмиевые) и трубки охлаждения, по которым циркулирует теплоноситель - чаще всего, вода. При работе реактора образуются осколочные элементы в том числе и так называемые нейтронные яды - элементы, очень сильно поглощающие нейтроны, вследствие чего реакция деления самопроизвольно прекращается. Одна загрузка ТВЭЛ▓ов работает примерно 1-2 года. Загрузка большого энергетического реактора составляет примерно 100 т ядерного топлива c 5% урана-235). За 1 год вырабатывается 10% (0.5 т) делящегося вещества и производится примерно 0.5 т осколочных элементов (для сравнения: при взрыве атомной бомбы - всего несколько кг). Таким образом, при разгерметизации активной зоны реактора выброс радиоактивных веществ на 2 порядка больше, чем при взрыве бомбы. В масштабах страны ежегодно только на энергетических реакторах АЭС вырабатывается 100 т осколочных элементов.

Обычно ТВЭЛ▓ы в реакторах объединены в единые конструкции - тепловыделяющие сборки, загружаемые в ядерный реактор. Перед процессом переработки сборки, отработавшие свой ресурс, аккуратно извлекают и выдерживают в воде в специальных бассейнах-отстойниках для снижения активности за счет распада короткоживущих изотопов. За три года активность снижается примерно на 3 порядка. Тем не менее, они все еще очень опасны. Дальше ТВЭЛ▓ы отправляют на так называемые радиохимические заводы, где их измельчают (режут) механическими ножницами и растворяют в горячей 6-нормальной азотной кислоте. Образуется 10% раствор жидких высокоактивных отходов. Таких отходов производится порядка 1000 т в год по всей России.

Радиоактивные отходы - это смесь активных и стабильных изотоповэлементов, которые принято подразделять на осколочные, трансурановые, конструкционные и технологические. Осколочные элементы с номерами 35-47; 55-65 являются продуктами деления ядерного топлива. Трансурановые элементы образуются по реакции нейтронного захвата. В растворы переходят и вещество конструкционных материалов (нержавеющих сталей, циркониевых оболочек ТВЭЛ▓ов и т.п.), а также технологические элементы (соли щелочных металлов и др.).

Как правило, степень "выгорания" ядерного топлива за одну кампанию не превышает 10%. Основная масса его отходов обычно представлена оксидами урана-235 и урана-238, оба эти изотопа и наработанный плутоний извлекаются при радиохимической переработке и могут быть использованы для изготовления новых топливных элементов.

Основными и наиболее опасными для биосферы элементами радиоактивных отходов являются Rb, Sr, Y, Zr, Mo, Ru, Rh, Pd, I, Cs, Ba, La....Dy и трансурановые элементы: Np, Pu, Am и Cm. Растворы радиоактивных отходов высокой удельной активности по составу представляют собой смеси азотнокислых солей с концентрацией азотной кислоты до 2,8 моль/литр, в них присутствуют добавки HF (до 0,06 моль/литр) и H₂SO₄ (до 0.1 моль/литр). Общее содержание солей конструкционных элементов и радионуклидов в растворах составляет приблизительно 10 мас%.

Во всех предшествующих главах книги постоянно отмечались аналогии между технологическими и природными процессами, которыми подчеркивается неразрывная связь экспериментальной и технической петрологии. При решении проблемы обезвреживания радиоактивных отходов использование ⌠опыта, накопленного природой■, прослеживается особенно наглядно. Недаром именно специалисты в области экспериментальной петрологии оказались едва ли не первыми, кто оказался готов решать возникшую проблему.

Сравнение составов радиоактивных отходов и пород земной коры показывает плохую корреляцию. Нереально найти геохимически совместимый с радиоактивными отходами тип горной породы. Решение проблемы значительно облегчает существование методов разделения смеси жидких радиоактивных отходов, разработанных в Радиевом институте и реализуемых в настоящее время на ПО Маяк. Они позволяют выделять из смеси элементов радиоактивных отходов отдельные группы, близкие по своим геохимическим характеристикам, а именно:

• щелочные и щелочноземельные элементы;
• галогениды;
• редкоземельные элементы;
• актиниды.

Для этих групп элементов можно попытаться найти породы и минералы, перспективные для их связывания.

Природные химические (и, даже, ядерные!) реакторы, производящие токсичные вещества, - не новость в геологической истории Земли. Тем не менее около 3 млрд. лет назад на планете зародилась, успешно сосуществует рядом с очень опасными веществами и развивается жизнь.

Рассмотрим основные пути саморегуляции природы с точки зрения их использования в качестве методов обезвреживания отходов техногенной деятельности человечества. Намечаются четыре таких принципа.

а) Изоляция - вредные вещества концентрируются в контейнерах и защищаются специальными барьерными веществами. Природным аналогом контейнеров могут служить слои водоупоров. Однако, это - не слишком надежный способ обезвреживания отходов: при хранении в изолированном объеме опасные вещества сохраняют свои свойства и при нарушении защитного слоя могут вырываться в биосферу, убивая все живое. В природе разрыв таких слоев приводит к выбросам ядовитых газов (вулканическая активность, сопровождающаяся взрывами и выбросами газов, раскаленного пепла, выбросы сероводорода при бурении скважин на газ - конденсат). При хранении опасных веществ в специальных хранилищах также иногда происходит нарушение изолирующих оболочек с катастрофическими последствиями. Печальный пример из техногенной деятельности человека - челябинский выброс радиоактивных отходов в 1957 году из-за разрушения контейнеров - хранилищ. Изоляция применяется для временного хранения радиоактивных отходов; в будущем необходимо реализовать принцип многобарьерной защиты при их захоронении, одним из составных элементов этой защиты будет слой изоляции.

б) Рассеяние - разбавление вредных веществ до уровня, безопасного для биосферы. В природе действует закон всеобщего рассеяния элементов В.И.Вернадского. Как правило, чем меньше кларк, тем опаснее для жизни элемент или его соединения (рений, свинец, кадмий). Чем больше кларк элемента, тем он безопаснее - биосфера к нему "привыкла". Принцип рассеяния широко используется при сбросе техногенных вредных веществ в реки, озера, моря и океаны, а также в атмосферу - через дымовые трубы. Рассеяние использовать можно, но видимо, только для тех соединений, время жизни которых в природных условиях невелико, и которые не смогут дать вредных продуктов распада. Кроме того, их не должно быть много. Так, например, СО₂ - вообще говоря, не вредное, а иногда даже полезное соединение. Однако, возрастание концентрации углекислоты во всей атмосфере ведет к парниковому эффекту и тепловому загрязнению. Особенно страшную опасность могут представлять вещества (например, плутоний), получаемые искусственно в больших количествах. Рассеяние до сих пор применяется для удаления отходов малой активности и, исходя из экономической целесообразности, будет еще долго оставаться одним из методов для их обезвреживания. Однако в целом в настоящее время возможности рассеивания в основном исчерпаны и надо искать другие принципы.

в) Существование вредных веществ в природе в химически устойчивых формах. Минералы в земной коре сохраняются сотни миллионов лет. Распространенные акцессорные минералы (циркон, сфен и другие титано- и цирконосиликаты, апатит, монацит и другие фосфаты и т.д.) обладают большой изоморфной емкостью по отношению к многим тяжелым и радиоактивным элементам и устойчивы практически во всем интервале условий петрогенезиса. Имеются данные о том, что цирконы из россыпей, испытавшие вместе с вмещающей породой процессы высокотемпературного метаморфизма и даже гранитообразования, сохраняли свой первичный состав.

г) Минералы, в кристаллических решетках которых находятся подлежащие обезвреживанию элементы, в природных условиях находятся в равновесии с окружающей средой. Реконструкция условий древних процессов, метаморфизма и магматизма, имевших место много миллионов лет назад, возможна благодаря тому, что в кристаллических горных породах на протяжении длительного по геологическим масштабам времени сохраняются особенности состава образовавшихся при этих условиях и находившихся между собой в термодинамическом равновесии минералов.

Описанные выше принципы (особенно последние два) находят применение при обезвреживании радиоактивных отходов.

Существующие разработки МАГАТЭ рекомендуют захоронение отвержденных радиоактивных отходов в стабильных блоках земной коры. Матрицы должны минимально взаимодействовать с вмещающей породой и не растворяться в поровых и трещинных растворах. Требования, которым должны удовлетворять матричные материалы для связывания осколочных радионуклидов и малых актинидов, можно сформулировать следующим образом.

• Способность матрицы связывать и удерживать в виде твердых растворов возможно большее число радионуклидов и продуктов их распада в течение длительного (по геологическим масштабам) времени.
• Быть устойчивым материалом по отношению к процессам физико-химического выветривания в условиях захоронения (длительного хранения).
• Обладать термической устойчивостью при высоких содержаниях радионуклидов.
• Обладать комплексом физико-механических свойств, которые необходимо иметь любому матричному материалу для обеспечения процессов транспортировки, захоронения и пр.:
  • механической прочностью,
  • высокой теплопроводностью,
  • малыми коэффициентами теплового расширения,
  • устойчивостью к радиационным повреждениям.

• Иметь простую технологическую схему производства
• Производиться из исходного сырья, сравнительно низкой стоимости.

Современные матричные материалы подразделяются по своему фазовому состоянию на стеклообразные (боросиликатные и алюмофосфатные стекла) и кристаллические - как полиминеральные (синроки) так и мономинеральные (цирконий-фосфаты, титанаты, цирконаты, алюмосиликаты и т.п.).

Традиционно для иммобилизации радионуклидов применяли стекольные матрицы (боросиликатные и алюмофосфатные по составу). Эти стекла по своим свойствам близки к алюмосиликатным, только в первом случае алюминий заменен бором, а во втором - кремний фосфором. Эти замены вызваны необходимостью снижения температуры плавления расплавов и уменьшения энергоемкости технологии. В стекольных матрицах достаточно надежно удерживается 10-13мас.% элементов радиоактивных отходов. В конце 70-х годов были разработаны первые кристаллические матричные материалы - синтетические горные породы (синрок). Эти материалы состоят из смеси минералов - твердых растворов на основе титанатов и цирконатов и гораздо более устойчивы к процессам выщелачивания, чем стекольные матрицы. Заметим, что наилучшие матричные материалы - синроки - были предложены петрологами (Рингвуд и др.).

Способы остекловывания радиоактивных отходов, используемые в странах с развитой ядерной энергетикой (США, Франция, Германия), не отвечают требованиям их длительного безопасного хранения в связи со спецификой стекла как метастабильной фазы. Как показали исследования, даже наиболее устойчивые к процессам физико-химического выветривания алюмофосфатные стекла, оказываются малостабильными при условиях захоронения в земной коре. Что же касается боросиликатных стекол, то согласно экспериментальным исследованиям, в гидротермальных условиях при 350^оС и 1 кбар они полностью кристаллизуются с выносом элементов радиоактивных отходов в раствор. Тем не менее, стеклование радиоактивных отходов с последующим хранением стекольных матриц в специальных хранилищах является пока единственным методом промышленного обезвреживания радионуклидов.

Рассмотрим свойства имеющихся матричных материалов. В таблице 9 представлена их краткая характеристика.

Таблица 9. Сравнительные характеристики матричных материалов

Прежде всего, в качестве потенциальных матриц - фиксаторов радиоактивных отходов были выдвинуты твердые растворы минералов. Идея о целесообразности применения твердых растворов минералов в качестве матриц для фиксации элементов радиоактивных отходов была подтверждена результатами широкого петролого - геохимического анализа геологических объектов. Известно, что изоморфные замещения в минералах осуществляются, главным образом, по группам элементов таблицы Д.И.Менделеева:

в полевых шпатах: Na K Rb; Ca Sr Ba; Na Ca (Sr, Ba);

в оливинах: Mn Fe Co;

в фосфатах: Y La...Lu и т.п.

Задача состоит в том, чтобы среди природных минералов с высокой изоморфной емкостью подобрать твердые растворы, которые способны

концентрировать в себе указанные выше группы элементов радиоактивных отходов. В таблице 10 показаны некоторые минералы - потенциальные матрицы для размещения в них радионуклидов. В качестве матричных могут применяться как главные, так и акцессорные минералы.

Таблица 10. Минералы - потенциальные концентраторы элементов радиоактивных отходов.

Список минералов таблицы 10 может быть существенно дополнен. Для иллюстрации на рис. 77 показано сопоставление нормированных по хондритам спектров элементов радиоактивных отходов и различных акцессорных минералов. По соответствию геохимических спектров для иммобилизации радионуклидов наиболее подходят такие минералы, как апатит и сфен, а вот в циркон концентрируются в основном тяжелые редкоземельные элементы.

Рис. 77. Содержания редких элементов (нормированные по хондритам) в акцессорных минералах из щелочных пород Ловозерского массива в сравнении с составом радиоактивных отходов.

Одним из наиболее общих подходов к проблеме послужила разработка концепции фазового и химического соответствия матрицы - фиксатора радиоактивных отходов вмещающим породам земной коры. В соответствии с концепцией матрица должна находиться в состоянии термодинамического равновесия с вмещающими породами. Для минимизации диффузии радионуклидов из матрицы в окружающую среду она по своему химическому и фазовому составу должна быть максимально близка к породам места захоронения. Для реализации принципа "подобное хранить в подобном" удобнее всего использовать минералы. Щелочные и щелочноземельные элементы можно размещать в минералах группы каркасных алюмосиликатов, а радионуклиды группы редкоземельных элементов и актинидов - в акцессорных минералах.

Указанные минералы распространены в различных типах магматических и метаморфических пород. Поэтому сейчас мы можем решать конкретную задачу о выборе минералов - концентраторов элементов, специфичных к породам уже имеющихся полигонов, предназначенных для захоронения радиоактивных отходов. Так, например, для полигонов комбината "Маяк" (вулканогенно-осадочные толщи, порфириты) в качестве матричных материалов можно использовать полевые шпаты, пироксены и акцессорные минералы (циркон, сфен, фосфаты и др.).

Для создания и прогноза поведения минеральных матричных материалов в условиях длительного нахождения в породах необходимо уметь рассчитывать реакции в системе матрица - раствор - вмещающая порода, для чего необходимо знать их термодинамические свойства. В породах почти все минералы являются твердыми растворами, среди них наиболее распространены каркасные алюмосиликаты. Они слагают около 60% объема земной коры, всегда привлекали внимание и служили объектами изучения для геохимиков и петрологов.

Надежной основой термодинамических моделей может служить только экспериментальное изучение равновесий минералов - твердых растворов. Одной из важнейших термодинамических характеристик твердых растворов является интегральная избыточная энергия смешения, которая может быть рассчитана из данных исследования реакций ионного обмена с водно-солевыми флюидами. Равновесия полевых шпатов служат примерами изученных катионообменных реакций: Me▓(Al,Si)₄O₈ + Me▓▓Cl = Me▓▓(Al,Si)₄O₈ + Me▓Cl (+ SiO₂), где Me▓и Me▓▓ - Na, K, Ca, Sr, Ba. Стронций обогащает полевой шпат относительно раствора, что является дополнительным барьером, препятствующим диффузии радионуклидов в раствор.

Была показана связь интегральных избыточных энергий смешения с кристаллохимическим параметром ("ро"), который отражает степень искажения структуры при изоморфном замещении одного катиона другим. Данная зависимость имеет предсказательный характер, т.е., получив величину r рентгеновскими или другими методами, мы можем оценить энергетику твердого раствора. Чем больше параметр r , тем выше коэффициент распределения элемента в пользу полевого шпата.

Анионообменные реакции изучены для фельдшпатоидов (в частности, содалита): Na₈(Al,Si)₄O₁₂X + NaY = Na₈(Al,Si)₄O₁₂Y + NaX, где X и Y - Cl, CО₃, S, Br, I.

Оценка устойчивости матриц для размещения радиоактивных отходов к выщелачиванию также представляет собой работу, которую квалифицированно выполняют экспериментаторы петрологи и геохимики. Существует методика теста МАГАТЭ МСС-1 при 90^оС, в дистиллированной воде. Определенные по ней скорости выщелачивания минеральных матриц с увеличением продолжительности опытов снижаются (в отличие от стекольных матриц, в которых наблюдается постоянство скоростей выщелачивания). Это объясняется тем, что в минералах, после выноса элементов с поверхности образца, скорости выщелачивания определяются внутрикристаллической диффузией элементов, которая очень низка при 90^оС. Поэтому происходит резкое снижение скоростей выщелачивания. Стекла же при воздействии воды непрерывно перерабатываются, кристаллизуются, и поэтому зона переработки смещается в глубину.

Данные опытов показали, что скорости выщелачивания элементов из минералов различаются. Процессы выщелачивания, как правило, идут инконгруэнтно. Если рассматривать предельные, самые низкие скорости выщелачивания (достигаемые за 50 - 78 суток), то по увеличению скорости выщелачивания различных оксидов намечается ряд: Al  Na (Ca) Si.

Скорости выщелачивания для отдельных оксидов возрастают в следующих рядах минералов:

для SiО₂: ортоклаз скаполит нефелинлабрадор содалит

0,008 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 0,140 (г/м^2× сут)

для Na₂О:лабрадор скаполит нефелин содалит;

0,004 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 0,110 (г/м^2× сут) для CaО:апатит скаполит лабрадор;

0,006 . . . . . . . . . . 0,013 (г/м^2× сут)

Кальций и натрий занимают в минералах те же кристаллохимические позиции, что и стронций и цезий, поэтому в первом приближении можно считать, что и скорости выщелачивания их будут сходны и близки к таковым из синрока. В этом отношении каркасные алюмосиликаты являются перспективными матричными материалами для связывания радионуклидов, поскольку скорости выщелачивания из них Cs и Sr на 2 порядка меньше, чем для боросиликатных стекол и сравнимы со скоростями выщелачивания для синрока-C, который в настоящее время является наиболее устойчивым матричным материалом.

Прямой синтез алюмосиликатов, особенно из смесей, содержащих радиоактивные изотопы, требует такой же сложной и дорогостоящей технологии, как и приготовление синрока. Следующей ступенью стала разработка и синтез керамических матриц методом сорбции радионуклидов на цеолиты с последующим превращением их в полевые шпаты.

Известно, что некоторые природные и синтетические цеолиты обладают высокой селективностью по отношению к Sr, Cs. Однако, как легко они сорбируют эти элементы из растворов, так же легко и отдают. Проблема состоит в том, как удержать сорбированные Sr и Сs. Некоторые из этих цеолитов полностью (за вычетом воды) изохимичны полевым шпатам, более того, процесс ионообменной сорбции дает возможность получать цеолиты заданного состава, причем процесс этот относительно легко контролируется и управляется.

Рис. 78. Изменение логарифма скорости выщелачивания - lg(LR) стронция и цезия из алюмосиликатных матриц, синтезированных из цеолитов (соответственно z4310 и z4311) в сравнении с боросиликатным стеклом и Синроком - С.

Суть предложенного метода рассмотрим на примере стронция. Аналогичные работы выполнены для цезия. В качестве сорбента стронция был выбран синтетический промышленный цеолит NaХ. Выбор обусловлен высокой селективностью этого цеолита к Sr и отношением в нем Si / Al = 1-1.5, близким к плагиоклазам. Количество воды в цеолите - 19,0 мас%. Стронциевая форма цеолита получается в динамических условиях при комнатной температуре и нормальном давлении. Через колонку пропускают раствор стронция. Режим фильтрации - ионного обмена специально исследуется и подбирается путем контроля концентрации ионов в выходящем из колонки растворе. Разработано несколько методов фазовой трансформации цеолита в полевой шпат, наиболее простая следующая. Sr - замещенный цеолит прессуют в таблетки, которые медленно (за 5 часов) нагревают до 1000^оС и затем выдерживают при этой температуре в течение 3 суток. Продукты представляют собой белый плотный керамический материал. Рентгенографическое исследование показывает, что полевой шпат является единственной фазой в продуктах опытов. Его состав полностью соответствует составу дегидратированного стронций - содержащего цеолита. Испытания по определению скоростей выщелачивания продемонстрировали высокую стойкость Sr - содержащих полевых шпатов, на 2,5 порядка лучшую, чем у боросиликатных стекол (рис. 78).

Использование фазовых трансформаций имеет следующие преимущества перед другими методами отверждения радиоактивных отходов:

• возможность переработки растворов осколочных радионуклидов различной концентрации и соотношения элементов;
• возможность постоянного контроля процесса сорбции и насыщения цеолитового сорбента элементами радиоактивных отходов в соответствии с соотношением Al / Si в цеолите;
• ионный обмен на цеолитах хорошо технологически отработан и широко применяется в промышленности для очистки жидких отходов, что подразумевает хорошее технологическое знание основ процесса;
• твердые растворы полевых шпатов и фельдшпатоидов, получаемые в процессе керамизации цеолитов, не требовательны к строгому соблюдению Al/Si соотношения в исходном сырье, и результирующий матричный материал соответствует принципу фазового и химического соответствия для минеральных ассоциаций магматических и метаморфических пород земной коры;
• относительно простая технологическая схема производства матриц за счет исключения стадии кальцинации;
• легкость подготовки исходного сырья (природных и искусственных цеолитов) для использования в качестве сорбентов;
• дешевизна природных и синтетических цеолитов, возможность использования отработанных цеолитов.

Данный метод может быть использован для очистки водных растворов, содержащих также радионуклиды цезия. Превращения цеолита в полевошпатовую керамику позволяет в соответствии с концепцией фазового и химического соответствия размещать полевошпатовую керамику в породах, в которых полевые шпаты являются главными породообразующими минералами; соответственно выщелачивание стронция и цезия будет сведено к минимуму. Именно такие породы (вулканогенно-осадочного комплекса) расположены в районах полигонов предполагаемого захоронения радиоактивных отходов на предприятии "Маяк".

Для редкоземельных элементов перспективен цирконий-фосфатный сорбент, при трансформации которого образуется керамика, содержащая цирконий-фосфаты редких земель (так называемые фазы NZP) - являющиеся очень стабильными к выщелачиванию и устойчивыми в земной коре фазами. Скорости выщелачивания редкоземельных элементов из такой керамики на порядок ниже, чем из синрока.

Для иммобилизации иода методом сорбции его на цеолиты NaX и СuX получена керамика, содержащая фазы иод-содалита и CuI. Скорости выщелачивания иода из данных керамических материалов сопоставимы с таковыми щелочных и щелочноземельных элементов из боросиликатных стекольных матриц.

Рис. 79. Двухслойная матрица.

Перспективным направлением является создание двуслойных матриц, основанных на фазовом соответствии минералов различного состава в субсолидусной области. Пример синтетических двуслойных матриц (Sr- содержащие полевые шпаты, покрытые оболочкой кварца) показаны на рис. 79. Кварц, так же как и полевые шпаты, является породообразующим минералом многих типов горных пород. Специальные опыты показали, что равновесная концентрация стронция в растворе (при 250^оС и давлении насыщенного пара) снижается в 6 -10 раз при добавлении кварца в систему. Поэтому подобные двуслойные материалы должны существенно повышать устойчивость матриц к процессам выщелачивания твердых растворов.

Рис. 80. T-X диаграмма (предварительные данные) твердых растворов в системе (K,Cs)AlSiO4 .

На рис. 80 показана приблизительная ТХ диаграмма твердых растворов в системе (K,Cs)AlSiO₄. При низких температурах здесь существует обширная область несмесимости. Напрашивается создание двуслойной матрицы с зерном цезиевого кальсилита в центре, покрытым слоем обычного кальсилита. Таким образом, ядро и оболочка будут равновесны друг с другом, что должно минимизировать процессы диффузии цезия наружу. Сам кальсилит устойчив в щелочных магматических породах калиевого ряда, в которых и можно будет размещать (в соответствии с принципом фазового и химического соответствия) подобные "идеальные" матрицы. Синтез этих матриц также проводится методом сорбции с последующей фазовой трансформацией. Все вышеизложенное показывает один из примеров приложения результатов фундаментальных научных исследований к решению практических задач, периодически возникающих перед человечеством.