Рассмотрена проблема ликвидации радиоактивных отходов ядерной энергетики с учетом экономической целесообразности, воздействия на окружающую среду и безопасности взрыва. Предложен наиболее эффективный метод сжигания трансурановых элементов и трансмутации наиболее опасных продуктов деления ядер в электроядерных энергетических установках, в основе которых лежит комплекс ускоритель - подкритический реактор на быстрых нейтронах. Приведены результаты расчетов перспектив выработки дополнительной энергии и переработки компонентов отходов ядерного топлива для находящихся в эксплуатации в Украине реакторов в течение номинального срока эксплуатации 40 лет.

Предложена технология утилизации металлических радиоактивных отходов (МРО) методом плазменно-дуговой гарнисажной плавки (ПДГП) в водоохлаждаемом тигле. Представлены схема печи для ПДГП и технологическая схема мини-завода для переработки металлических радиоактивных отходов. Приведены технико-экономические показатели плазменной технологии и оборудования для переплава МРО.

Розглянуто питання поводження і утилізації відпрацьованого графіту, який використовується як сповільнювач і відбивач нейтронів у реакторних установках. Наведено результати розрахунків і експериментального визначення радіаційних характеристик опроміненого графіту реакторних установок Чорнобильської АЕС, а також їх порівняльного аналізу. Запропоновано варіанти щодо поводження з опроміненим графітом.

  Скачати повний текст

Досліджено питання зменшення невикористаного об'єму контейнерів пакування радіоактивних відходів шляхом створення методології кодування типорозмірів брикетів і створення на її основі інформаційно-вимірювальної системи ідентифікації типорозмірів брикетів у реальному часі. Розвинуто напрямок залучення методів кодування та розпізнавання образів для підвищення ефективності інформаційно-вимірювальної системи ідентифікації типорозмірів брикетів комплексу з переробки радіоактивних відходів, яка забезпечує мінімізацію невикористаного об'єму контейнера за рахунок планування набору брикетів і реалізує концепцію безлюдної технології.

Висвітлено актуальні проблеми зберігання та захоронення радіоактивних відходів (РАВ) і обладнання, яке використовувалось під час ліквідації Чорнобильської АЕС. Наведено загальну характеристику РАВ і їх сховищ. Вивчено можливості використання мінеральних сорбентів для захисту сховищ РАВ. Розглянуто властивості природних мінеральних сорбентів, які видобуваються з родовищ корисних копалин в Україні, зокрема, каолінових і бентонітових глин, трепелу, цеолітових туфів. Висвітлено теоретичні засади моделювання адсорбції речовин з водних розчинів. Наведено результати комп'ютерного моделювання взаємодії розчинів (що містять радіонукліди) з природними сорбентами за умов нижнього захисного шару приповерхневих сховищ РАВ. Доведено доцільність використання бентонінової глини та трепелу з метою убезпечення пунктів зберігання відходів дезактивації та створення нижнього захисного шару для ізоляції грунтових вод від попадання радіонуклідів з РАВ.

Разработан комплексный подход изучения миграции радионуклидов в условиях, моделирующих поведение отработанного ядерного топлива при захоронении в геологических структурах. Изучены свойства туфа и клиноптилолита - неорганических материалов, обладающих сорбционными возможностями. Методами гамма-активационного анализа и ИК-спектроскопии исследовано воздействие радиационного и температурных факторов на выщелачивание и уровень структурно-фазовой трансформации в исследуемых образцах. Показано, что в модифицированных образцах сохраняется фазовый состав и высокий уровень кристалличности. Получены данные по выщелачиванию радионуклидов натрия из образцов туфа - в исходном и облученном состояниях - и в клиноптилолите. Установлено различие в характере выщелачивания натрия из природного и облученного туфа, а также различие в скорости выщелачивания радионуклидов из туфов и клиноптилолита в зависимости от времени.

Індекс рубрикатора НБУВ: Л434.8 + Л362.093.09

Рубрики:

Склокристалічні матеріали та вироби (ситали, пірокерами). Ситалізація

Захоронення твердих відходів

Шифр НБУВ: Ж41115 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: Л362.093 + З46-035

Рубрики:

Тверді радіоактивні відходи

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Розглянуто результати експериментальних досліджень вилуговування, які характерні для рідких радіоактивних відходів радіонуклідів, із цементних матриць (ЦМ) для тривалого зберігання. Показано, що вилуговування є характеристикою хімічної стійкості матриць, що свідчить про здатність матеріалу матриць перешкоджати поширенню локалізованих у них радіонуклідів у навколишнє середовище. Відзначено, що швидкості вилуговування радіонуклідів із ЦМ змінюються з плином часу їх контакту з водомісткими середовищами. Наведено та проаналізовано хронометричні залежності швидкостей вилуговування. Показано, що вони складаються з двох ділянок різної тривалості. Початкова ділянка, тривалістю до 250 год, відрізняється більш високою крутизною зі зменшенням абсолютного значення швидкості до 2 порядків. Наступна ділянка, тривалістю до 2500 і більше годин, відрізняється асимптотичним зниженням швидкості до постійного мінімального значення. Отримано апроксимуючі функції експериментальних хронометричних залежностей вилуговування радіонуклідів у вигляді логарифмостепеневих виразів, справедливих в інтервалах тривалості експериментів, із достовірністю не менше 0,9. Показано, що найбільш інтенсивно піддаються вилуговуванню одновалентні іони натрію та цезію. Абсолютні значення швидкостей вилуговування одновалентних нуклідів на два-три порядки більші, ніж двовалентних, за інших рівних умов. Значний вплив на швидкість вилуговування надає зміст нукліду в складі матеріалу компаунда. Підвищення температури матриці сприяє збільшенню швидкостей вилуговування, що швидше за все обумовлено позитивним температурним коефіцієнтом дифузійної характеристики. Опромінення матриць зменшує швидкість вилуговування в результаті зниження пористості тіла матриці та утворення малорозчинних гідратів. Окислювально-відновні показники розчинів, пов'язаних матрицями, істотно не впливають на швидкість вилуговування.

Розглянуто причини утворення сховищ радіоактивних відходів в Україні. Дана характеристика II секції відкритого Сухачівського хвостосховища колишнього ВО "Придніпровський хімічний завод", закритого сховища твердих радіоактивних відходів колишньої ділянки ядерної зброї об'єкта "Макарів", закритого сховища твердих радіоактивних відходів Харківського ДМСК УкрДО "Радон". Розглянуто причини формування в них підвищених концентрацій радону-222 та проаналізовано характер його розповсюдження в атмосферному повітрі досліджуваних сховищ радіоактивних відходів. Обгрунтовано необхідність створення еталонного джерела радону в складі Державного первинного еталону одиниці об'ємної активності радону-222 для калібрування засобів вимірювальної техніки, які рекомендовано використовувати для достовірного визначення показників об'ємної активності та густини потоку радону в досліджуваних сховищах радіоактивних відходів. Це є необхідним для проведення протирадонових заходів на досліджуваних об'єктах. Наведено результати визначення показників об'ємної активності в атмосферному повітрі сховища твердих радіоактивних відходів Харківського спецкомбінату УкрДО "Радон", сховища твердих радіоактивних відходів колишньої ділянки ядерної зброї об'єкта "Макарів" та густини потоку радону з поверхні II секції "Сухачівського» хвостосховища ВО "Придніпровський хімічний завод". Аналіз результатів показав необхідність зниження рівня радонебезпеки досліджених сховищ РАВ. Для зниження рівня радононебезпеки досліджених сховищ радіоактивних відходів рекомендовано використання примусової вентиляції в сховищі твердих радіоактивних відходів Харківського спецкомбінату УкрДО "Радон"; сховище твердих радіоактивних відходів колишньої ділянки ядерної зброї об'єкта "Макарів" потрібно ліквідувати згідно з договором СНО-1; на II секції "Сухачівського» хвостосховища ВО "Придніпровський хімічний завод" треба застосувати протирадонові покриття на найбільш небезпечних ділянках.

Розроблено та запропоновано підхід для вирішення науково-технічної проблеми функціонування автоматизованої системи радіаційно-технологічного контролю на заводі з переробки твердих радіоактивних відходів Чорнобильської АЕС, при формуванні паспорта на партію високоактивних відходів (ВАВ) та визначенню максимально допустимої питомої активності з умовою не перевищення допустимої потужності дози (ПД) на поверхні захисного контейнера КТЗВ-0,2. Розроблений підхід базується на розв'язанні оберненої задачі методом Монте-Карло за допомогою програмного коду MCNP 6.2. Виконано розрахунок максимальної активності ВАВ та обрано сценарій визначення критерію завантаження твердих радіоактивних відходів у контейнер КТЗВ-0,2. Проведено моделювання та аналіз первинної упаковки та контейнера КТЗВ-0,2 і на його основі визначено фактори, що впливають на питому активність ВАВ і значення ПД від контейнера. За результатами моделювання програмним кодом MCNP розроблено алгоритм встановлення критерію завантаження бочки з ВАВ на системі радіаційного контролю завантаження, що надало змогу підвищити цей критерій із рівня 80 до 280 мЗв/год.