Kustov, M. V.Kalugin, V. D.Deineka, V. V.Shabanova, G. M.Korohodska, A. M.Slepuzhnikov, E. D.Deineka, D. M.2022-04-292022-04-292020Radioprotective cement for long-term storage of nuclear waste / M. V. Kustov [et al.] // Питання хімії та хімічної технології. – 2020. – № 2 (129). – С. 73-81.https://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/56650To enhance the service safety of the geological repositories which are intended for a highly long-term storage of nuclear waste, we proposed coating the walls of repositories with a hermetically sealed radiation-resistant material. To this end, the compounds of a fourcomponent system CaO–BaO–Fe₂O₃–SiO₂ were suggested. Based on these compounds, we developed the technology for the production of special polyfunctional corrosion-resistant cements that can be used for the production of extra strong radiation-protective and corrosion–resistant plugging cements. The thermodynamic analysis revealed probable phase equilibriums and enabled the tetrahedration of the system at the synthesis temperature of 1200 ⁰C, which allowed minimizing the volume of required thermodynamic calculations. The processes of hydration of calcium-barium ferrosilicate cement were investigated. It was established that barium hydrosilicates and calcium and barium hydroferrites of a different basicity are the main hydration products; this provides high strength properties of the cement stone. The obtained materials are cements with a high strength (the compressive strength of 58.9 MPa), enhanced protective and corrosion-resistant properties (the calculated mass absorption coefficient and sulfate-resistance factor being equal to 247 cm²/g and 1.31, respectively). The protective concretes with different fillers, which were fabricated based on the developed cements, have a high strength (ultimate compressive strength of 58.4 MPa), a low level of softening in the temperature range of 20–1200 ⁰C (from 15 to 19%). They can be used at the service temperature of up to 1200 ⁰C.Для підвищення безпеки експлуатації геологічних наддовгострокових захоронень радіоактивних відходів запропоноване оброблення стінок сховищ герметизуючим радіоаційнозахисним матеріалом. Для цього на основі сполук чотирикомпонентної системи CaO–BaO–Fe₂O₃–SiO₂ розроблено технологію виробництва спеціальних корозійностійких цементів поліфункціонального призначення, які можуть використовуватись для одержання високоміцних радіоаційнозахисних та корозійностійких тампожних бетонів. За допомогою термодинамічного методу аналізу встановлено фазові рівноваги та здійснено тетраедрацію системи при передбачуваній температурі синтезу 1200 ⁰C з метою мінімізування обсягів необхідних термодинамічних розрахунків. Досліджено процеси гідратації кальційбарієвого феросилікатного цементу і встановлено, що основними продуктами гідратації є гідросилікати барію та гідроферити кальцію і барію різної основності, що забезпечує високі міцнісні характеристики цементному каменю. Одержані матеріали є високоміцними (міцність на стиск до 58.ю9 МПа), захисними (розрахунковий коефіцієнт масового поглинання до 247 см²/г) та корозійностійкими (коефіцієнт сульфатостійкості 1,31) цементами. Захисні бетони з різними заповнювачами, одержані на основі розробленого цементу, характеризуються високою міцністю (межа міцності на стиск 58,4 МПа), невеликим ступенем розміщення в інтервалі температур 20–1200 ⁰C (до 15–19%). Вони можуть застосовуватись при температурах до 1200 ⁰C.enradioactive wasteenvironmentally safe disposalsolid-phase synthesisbinding materialshydration processesradioprotective propertiesрадіоактивні відходиекологічна безпека захороненнятвердофазний синтезв'яжучі матеріалипроцеси гідратаціїрадіоаційнозахисні властивостіArticledoi.org/10.32434/0321-4095-2020-129-2-73-81