Кондиционирование высокоактивных отходов реакторного графита с использованием самораспространяющегося высокотемпературного синтеза

29.12.2014 2014 - №04 Топливный цикл и радиоактивные отходы

Э.Е. Коновалов В.С. Наумов А.И. Ластов

https://doi.org/10.26583/npe.2014.4.09

Рассмотрены технологические операции кондиционирования содержащих просыпь высокоактивных отходов (ВАО) графита уран-графитовых реакторов. Переработка отходов включает в себя иммобилизацию радионуклидов ВАО в устойчивый карбидооксидный металлокерамический матричный материал с использованием самораспространяющегося высокотемпературного синтеза (СВС). Синтезируемый композит надежно изолирует радионуклиды ВАО от окружающей среды. Предлагаемая технология отличается высокими технико-экономическими показателями.

Ссылки

1. Буланенко В.И., Фролов В.В. Радиационные характеристики остатков топлива в кладках снятых с эксплуатации уран-графитовых реакторов // Атомная энергия. – 1995. – Т.78. – Вып.6. – С.396-400.
2. Багаев В.Д., Баранов И.И., Кабанов Ю.И. и др. Снятие с эксплуатации промышленных реакторов сибирского химического комбината // Атомная энергия. – 1996. – Т.80. – Вып.2. – С.71-73.
3. Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Зубарев В.Н. и др. Содержание 60Co в отработавшем графите кладок промышленных реакторов сибирского химического комбината // Атомная энергия, – 1999. – Т.86. – Вып.3. – С.183-188.
4. Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Зубарев В.Н и др. Экспериментальное изучение радиоактивного загрязнения графитовых кладок промышленных реакторов Сибирского промышленного комбината // Атомная энергия. 2002. Т.92. Вып.6. С.477-485.
5. Коренев С.В., Левунин С.Л., Пряничников А.Г. и др. Исследования радиационных характеристик образцов графита выводимых из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов // Труды IV Российской конференции по радиохимии. Озерск. – 2003. – С.124-125.
6. Бушуев А.В., Алеева Т.Б., Петрова Е.В. и др. Возможность утилизации отработавших графитовых втулок реакторов сибирского химического комбината путем сжигания // Атомная энергия. – 2003. – Т.94. – Вып.2. С.130-138.
7. Шидловский В.В., Мещеряков В.Н., Цыганов А.А. и др. Проблемы обращения с реакторным графитом остановленных промышленных уран-графитовых реакторов СХК // Труды VII международной конференции по безопасности ядерных технологий. Обращение с радиоактивными отходами. Санкт-Петербург, 27 сентября – 1 октября, 2004. – С.480-485.
8. Бушуев А.В., Петрова Е.В., Кожин А.Ф и др. Исследования радиоактивного загрязнения образцов графита из реакторов АМ // Атомная энергия. 2006. Т.101. Вып.5. С.356-364.
9. Гирке Н.А., Бушуев А.В., Кожин А.Ф. 14С в отработавшем графите уран-графитовых реакторов сибирского химического комбината // Атомная энергия. – 2012. – Т.112. – Вып.1, С.51-53.
10. Василенко И.Я., Осипов В.А., Рублевский В.П. Радиоактивный углерод // Природа, 1992, №12. С.59-65.
11. Мержанов А.Г., Боровинская И.П., Махонин Н.С., Закоржевский В.В., Коновалов Э.Е., Лисица Ф.Д., Старков О.В., Мышковский М.П. Способ переработки твердых высокоактивных графитсодержащих отходов // Патент РФ №2065220. Зарег. в гос. реестре изобрет. 10.08.96.
12. Коновалов Э.Е., Старков О.В., Мышковский М.П. и др. Переработка реакторного высокоактивного графита в устойчивые карбидооксидные материалы самораспространяющимся высокотемпературным синтезом // Атомная энергия. – 1998. – Т.84. – Вып.3. – С.239-242.
13. Роменков А.А., Туктаров М.А., Пышкин В.П. Беспламенное сжигание РАО в расплаве солей // Безопасность окружающей среды. – 2008. – № 3. – С.44-47.

снятие с эксплуатации графитовая кладка продукты активации продуты деления трансурановые элементы одностадийный процесс Y-Al-гранат корунд карбид титана скорость выщелачивания радионуклидов

Ссылка для цитирования статьи: Коновалов Э.Е., Наумов В.С., Ластов А.И. Кондиционирование высокоактивных отходов реакторного графита с использованием самораспространяющегося высокотемпературного синтеза. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – № 4. – С. 82-91. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2014.4.09 .