Создание и применение радиационностойких полимерминеральных консервантов для захоронения радиоактивных отходов

• Автор: Лобанов, Николай Сергеевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2008
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 137 с. : ил.

ОГЛАВЛЕНИЕ

ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

Решение вопросов консервации и захоронения РАО в настоящее

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1 ИССЛЕДОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ

КОМПАУНДОВ ДЛЯ ИММОБИЛИЗАЦИИ ТВЕРДЫХ И ЖИДКИХ РАО.

1.1 Методики исследования.

1.2 Результаты исследования компаунда Атомик и его составляющих

1.3 Создание полимерминеральной матрицы на основе

компаунда Атомик

1.3.1 Термомеханические испытания.

1.3.2 Физикомеханические испытания.
Глава 2 ЗАХОРОНЕНИЕ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА
2.1 Методики исследования
2.1.1 Оценка степени радиоактивного загрязнения графита из кладок реакторов типа РБМК
2.1.2 Определение величины выщелачивания активности радионуклидов из не законсервированных и законсервированных образцов реакторного графита.
2.2 Характеристика реакторного графита на примере кернов из графитовой кладки, блоков графитовой колонны
2.2.1 Оценка удельной активности облученных образцов графита на примере кернов и графитовых блоков кладок реактора РБМК
2.2.2 Эксперимент на выщелачивание с образцами облученного
графита из графитовой колонны
2.2.3 Расчет скоростей выхода Ь7Сб из образца реакторного
графита
2.2.4 Исследование кинетики радиационного газовьтделения из реакторного графита при гаммаоблучении в вакууме и на воздухе.
2.2.5 Хроматографический анализ газообразных продуктов, выходящих из облученного реакторного графита при дополнительном гаммаоблучении.4.
2.2.6 Исследование кинетики изменения веса реакторного графита
при гаммаоблучении на воздухе и в азоте.
Глава 3 ОСОБЕННОСТИ КОНСЕРВАЦИИ ПОВЕРХНОСТЕЙ
МЕТАЛЛИЧЕСКИХ ИЗДЕЛИЙ ПОКРЫТИЯМИ НА ОСНОВЕ КОМПАУНДА АТОМИК.
3.1 Методики исследования
3.2 Результаты исследования адгезионной прочности полимерных покрытий на основе компаунда Атомик к металлической Поверхности.
Глава 4 ПРИМЕНЕНИЕ ПОЛИМЕРМИНЕРАЛЬНОЙ МАТРИЦЫ ДЛЯ КОНСЕРВАЦИИ ЖИДКИХ РАО
4.1 Особенности состава полимерминеральной матрицы для
консервации жидких РАО.
4.1.1 Влияние воды в составе полимерминеральной матрицы и водной среды при ее получении, отверждении и облучении на эксплуатационные свойства.
4.2 Использование полимерминеральной матрицы для консервации сорбента радионуклидов Микотон во влажном состоянии.
4.3 Консервация ЖРО в полимерминеральную матрицу.
4.4 Использование клеев на основе полимерминеральной матрицы для ремонтных работ в хранилище отработанного ядерного
топлива.8.
Глава 5 ВОЗМОЖНОСТЬ СОЗДАНИЯ НОВЫХ КОМПАУНДОВ
НА ОСНОВЕ СМОЛЫ ЭД, И ОТВЕРДИТЕЛЕЙ Л, ПЭПА, МФДА И ФА ДЛЯ КОНСЕРВАЦИИ РАО.
. Термомеханические испытания.
. Радиационное газовыделение
ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ
ЛИТЕРАТУРА


По экспертной оценке масса такого вида облученного графита составляет не менее 0 тонн. Решение данной задачи является приоритетной и требует разработки приемлемых технологий кондиционирования втулочного облученного графита и реконструкции действующих хранилищ применительно к проблеме его длительного хранения с учетом требований Н2. Оценка запасов радионуклидов в кладке может служить для выработки решений по обращению с отработанным графитом и выбору технологии его утилизации. Уровень активации графита кладки реактора , облучаемого в процессе эксплуатации нейтронами, на момент остановки реактора с целью вывода его из эксплуатации зависит от химического состава графита, продолжительности его облучения, интенсивности потока и спектра нейтронов. В табл. ГР0 в исходном состоянии. Приведенные выше табл. АЭС с реакторами РБМК. Общую активность графита можно разделить на два типа внутреннюю и внешнюю. Внутренняя активность складывается из нескольких составляющих. Это,вопервых, радиоактивность технологических примесей. Радионуклидный состав загрязнений графитовых кладок изучен достаточно полно. Так для ПУГР удельная активность графита в зависимости от места его расположения в объеме кладки варьируется более чем в 0 раз по СПОРО это средне и высокоактивные РАО, а основными радионуклидами являются 3Н, 4С, Со, 7 Сб, 8г. Исследование кернов графитовой кладки 1го энергоблока реактора РБМК Ленинградской АЭС после лет эксплуатации показало , что согласно классификации по СПОРО тврдые РАО графита следует отнести к группе среднеактивных РАО. Загрязнение графита в процессе эксплуатации происходит также продуктами активации газа, заполняющего графитовую кладку. В качестве таких примесей в облученном графите , в основном присутствует 4С, тритий, С1 и частично Аг, ,3Ы и Ы. В работе проведена подробная оценка активности графита на момент остановки АЭС и на период консервации на основе теоретических расчетов и имеющихся экспериментальных данных. На основании проведенного анализа сделаны выводы, что существуют две группы реакторов, активность которых на момент остановки АЭС и на период консервации различна реакторы, на которых к моменту остановки не происходило крупных аварий с нарушением целостности каналов, когда в графитовую кладку могли попасть в значительном количестве ядерное топливо, продукты деления и актиноиды, и реакторы, в кладке которых к моменту остановки накопилось значительное количество ядерного топлива, продуктов деления и актиноидов. К последней группе относятся реакторы первой АЭС и реакторы Белоярской АЭС. В, и максимальной 6 кэВ и периодом полураспада лет образуется в ядерных реакторах типа РБМК и АМБ в результате реакции 4Мп,рС азот находится в объеме графитовой кладки в порах, трещинах в связанном состоянии, в виде газа. Содержание химически связанного азота в необлученном графите, определяемое с помощью метода высокотемпературной экстракции, составляет 3,1 0, по массе и основной вклад в накопление С в графите вносит именно эта реакция. Сп,у С. Однако эти реакции практически являются менее значимыми . Выполненная оценка вкладов указанных выше двух нейтронных реакций в наработку С в графите показала, что определяющий вклад вносит реакция на азоте. Активность С в графите доминирует над активностью всех других радионуклидов. КэВ и периодом полураспада , года в природе может существовать как газообразном виде, так и в окисных формах НТО, Т0, а также может входить в состав более сложных органических и неорганических соединений метан и др Газообразная форма трития неустойчива, он сравнительно быстро окисляется. Основные реакции образования трития следующие Неп,р3Н, Лп,а3Н, пп,а3Н, 2Сп,а 9Веп,а6Пп,а 3Н. Основной вклад в накопление трития в графите вносят реакции взаимодействия нейтронов с ядрами 6Ы и И. Часть трития остатся в графитовой матрице, а другая часть заполняет поры и зазоры и может выходить из кладки. Повидимому, выход трития из фафита обусловлен окислением графита, в результате чего фиксированный в нм тритий также окисляется и выносится газом, продуваемым через реакторную кладку.