Перспективи використання TiO₂ для покращення властивостей цементної матриці при інкапсуляції опроміненого графіту ядерних установок

О. М. Скоблик

Київський академічний університет, б-р Академіка Вернадського, 36, Київ, 03142, Україна

https://orcid.org/0009-0006-0822-6428

К. В. Сімейко

д-р техн. наук
Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, вул. Кірова, 36а, Чорнобиль, 07270, Україна
Інститут газу НАН України, вул. Дегтярівська, 39, Київ, 03113, Україна

https://orcid.org/0000-0002-1590-6281

DOI: doi.org/10.31717/2311-8253.26.2.5

Анотація

Проаналізовано перспективність модифікації цементних матриць наночастинками TiO₂ для іммобілізації опроміненого графіту (ОГ). Принциповим обмеженням двокомпонентної системи «Цемент–ОГ» є гідрофобна поверхня графіту, що формує дефектну перехідну зону (ITZ). Дефектна перехідна зона підвищує дифузійну проникність матриці та знижує бар’єрні властивості для рухомих радіонуклідів ¹⁴C, ³H і ³⁶Cl. Додатковим чинником деградації є радіаційно-механічне руйнування фаз C–S–H і радіохімічний радіоліз порової рідини під дією γ- та β-опромінення. Введення наночастинок TiO₂ усуває ці обмеження за трьома механізмами: формуванням Ti–O–C зв’язків на вуглецевій поверхні (компенсація ITZ); ущільненням мікроструктури через nano-filler ефект (зниження водопоглинання на 37,5−81,3 %, підвищення абразивної стійкості на 8,2–58 %); підвищенням γ-екрануючих властивостей матриці через зростання лінійного коефіцієнта ослаблення μ та потенційним обмеженням β-індукованого радіолізу порової рідини завдяки напівпровідниковим властивостям TiO₂. Ключовою науковою прогалиною є відсутність досліджень трикомпонентної системи «Цемент–TiO2 –ОГ» з оцінкою вилуговування радіонуклідів під впливом опромінення та довгострокової стабільності відповідно до вимог, установлених для радіоактивних відходів (РАВ). Визначено пріоритетні напрями подальших досліджень: верифікація механізму Ti–O–C на межі «матриця–графіт», оптимізація складу системи «Цемент–TiO₂ – ОГ» за критеріями щільності мікроструктури та мінімального вилуговування, а також оцінка радіаційно-хімічної стабільності матриці за протоколами для РАВ.

Ключові слова: опромінений графіт, інкапсуляція, іммобілізація,  цементна матриця, діоксид титану, γ-випромінення, β-випромінення, ядерні установки з графітовим сповільнювачем

Список використаної літератури

1. Managing Irradiated Graphite Waste. IAEA-TECDOC‑2072. – Vienna : IAEA, 2024.

2. Processing of Irradiated Graphite to Meet Acceptance Criteria for Waste Disposal. IAEA-TECDOC‑1790. Vienna : International Atomic Energy Agency, 2016.

3. Ojovan M. I. Processing of irradiated graphite: the outcomes of an IAEA coordinated research project / M. I. Ojovan, A. J. Wickham // MRS Advances. – 2016. – Vol. 1. – P. 4117−4122. – doi.org/10.1557/adv.2017.198.

4. Носовський А. В. Поводження з опроміненим графітом при знятті з експлуатації енергоблоків АЕС / А. В. Носовський // Наукові вісті НТУУ «КПІ». – 2007. – № 3 (53). – С. 12−19.

5. Lowińska-Kluge A. Effect of gamma irradiation on cement composites observed with XRD and SEM methods in the range of radiation dose 0-1409 MGy / A. Lowińska-Kluge, P. Piszora // Acta Physica  olonica A. – 2008. – Vol. 114, No. 2. – P. 399−411. – doi.org/10.12693/APhysPolA.114.399.

6. Investigating the effect of gamma and neutron irradiation on Portland cement provided with waste silicate glass /  M. S. Eid, I. I. Bondouk, H. M. Saleh [et al.] // Sustainability. – 2023. – Vol. 15. – Art. 763. – doi.org/10.3390/ su15010763.

7. Barbhuiya S. A comprehensive review of radiation shielding concrete: Properties, design, evaluation, and applications / S. Barbhuiya, B. B. Das, P. Norman, T. Qureshi // Structural Concrete. – 2025. – Vol. 26, No. 2. – P. 1809−1855. – doi.org/10.1002/suco.202400519.

8. Recent trends in advanced radiation shielding concrete for construction of facilities: Materials and properties / M. A. H. Abdullah, R. S. M. Rashid, M. Amran [et al.] // Polymers. – 2022. – Vol. 14, No. 14. – Art. 2830. – doi.org/10.3390/polym14142830.

9. Rakhimova N. Recent advances in alternative cementitious materials for nuclear waste immobilization: A review / N. Rakhimova // Sustainability. – 2023. – Vol. 15. – Art. 689. –  oi.org/10.3390/su15010689.

10. Influence of TiO2 nanoparticles on the physical, mechanical, and structural characteristics of cementitious composites with recycled aggregates / C. T. Florean, H. Vermesan, T. Gabor [et al.] // Materials. – 2024. – Vol. 17. – Art. 2014. – doi.org/10.3390/ ma17092014

11. Dantas S. R. A. Influence of TiO2 on hardened properties of concrete with low cement content / S. R. A. Dantas, A. Bergmann, R. Medeiros [et al.] // 12th ACI/RILEM International Conference on Cementitious Materials and Alternative Binders for Sustainable Concrete (ICCM2024). – Toulouse, France, 2024. – Available at: https://www.researchgate.net/publication/382174236.

12. The Influence of TiO2 Nanoparticles on the Physico-Mechanical and Structural Characteristics of Cementitious Materials / C. T. Florean, H. Vermesan, T. Gabor [et al.] // Coatings. – 2024. – Vol. 14. – Art. 218. – doi.org/10.3390/coatings14020218.

13. Hydrothermal preparation of TiO2 /graphite nanosheets composites and its effect on electrothermal behavior / C. Wang, W. Tian, S. Kang [et al.] // Coatings. – 2023. – Vol. 13. – Art. 226. – doi.org/10.3390/coatings13020226.

14. Betavoltaic electrochemical cells using TiO₂ nanotube arrays combined with single-walled carbon nanotubes / N. Wang, R. Zheng, T. Chi [et al.] // Composites Part B: Engineering. – 2022. – Vol. 239. – Art. 109952. – doi.org/10.1016/j.compositesb.2022.109952.

Повний текст (PDF)

---