Перспективы применения исследовательского реактора типа ИРТ-Т для решения задач в рамках проблемы графитовых радиоактивных отходов

23.03.2018 2018 - №01 Топливный цикл и радиоактивные отходы

А.О. Павлюк Е.В. Беспала Ю.Р. Беспала

https://doi.org/10.26583/npe.2018.1.09

Обсуждаются вопросы обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов (УГР) различных типов. Показано, что обращение с реакторным графитом осложняется наличием в составе графитовых изделий долгоживущих радионуклидов, в особенности 14C, который может быть вовлечен в биологические циклы, так как углерод является одной из основных составляющих биологических цепочек. Практическая реализация процесса селективного выделения 14С может существенно понизить потенциальную опасность графитовых РАО за счет снижения активности графита по данному изотопу, а также за счет снижения скорости выщелачивания путем удаления 14С, наиболее слабосвязанного в структуре графита. Сделан вывод о том, что аналитические методики измерений и расчетные методы позволяют достоверно оценить только общее количество 14C, накопленного в графите, вклад канала накопления 14C по реакции 13C(n, γ)14C, а также суммарный вклад реакции 14N(n, p)14C на примесном азоте и на азоте продувочного газа. Предложен метод оценки величины вкладов каналов накопления на примесном азоте и на азоте продувочного газа с помощью исследовательского реактора типа ИРТ-Т (г. Томск, Томская обл.). В основе исследований лежит параллельное облучение потоком тепловых нейтронов партий образцов необлученного реакторного графита, находящихся в различных газовых средах. Приведен алгоритм расчета вкладов всех каналов накопления 14C по экспериментальным результатам предлагаемых исследований. Для определения селективно удаляемой доли 14C для всех типов графитовых РАО организаций РФ, эксплуатирующих (эксплуатировавших) УГР, сформулированы рекомендации по использованию в качестве материала для исследований всех марок графита, применяемых для изготовления деталей графитовых кладок отечественных УГР. Рассчитано время облучения образцов облученного графита в горизонтальном экспериментальном канале ИРТ-Т ГЭК-4, которое составило ~ 10 суток. Предложена методика проведения экспериментов по оценке величины вкладов каналов накопления 14C в облученном ядерном графите. Предложенная методика может быть использована для определения селективно удаляемой доли 14C в облученных графитовых элементах практически всех уран-графитовых ядерных реакторов, в том числе, зарубежных, при условии поддержания в одном из облучаемых контейнеров атмосферы углекислого газа.

Ссылки

1. Павлюк А.О., Котляревский С.Г., Беспала Е.В. Опыт вывода из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора ЭИ-2 АО «ОДЦ УГР» / Сб. докл. «Радиоактивность и радиоактивные элементы в среде обитания человека». – Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2016. – С. 508-512.
2. Роменков А.А. Достигнутые результаты: Обращение с радиоактивным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов с использованием технологии окисления графита в расплаве солей // Росэнергоатом. – 2011. – № 3. – С.32-35.
3. DunzikGougar M.L., Smith T.E. Removal of carbon-14 from irradiated graphite // Journal of Nuclear Materials. – 2014. – Vol. 451. – PP. 328-335.
4. LaBrier D., DunzikGougar M.L. Identification and location of 14C-bearing species in thermally treated neutron irradiated graphites NBG-18 and NBG-25: Pre- and Post-thermal treatment // Journal of Nuclear Materials. – 2015. – Vol. 460. – PP. 174-183.
5. Liu J., Wang C., Dong L., Liang T. Study on the Recycling of Nuclear Graphite after Micro-Oxidation // Nuclear Engineering and Technology. – 2016. – Vol. 48. – PP. 182–188.
6. EPRI. Graphite Decommissioning: Options for Graphite Treatment, Recycling, or Disposal, including a discussion of Safety-Related Issues / Technical Report 1013091. – 2006. – 156 p. Available at: https://pdfs.semanticscholar.org/1367/38dccadbc420b7a112af9dd4c3b6885c6e5d.pdf (accessed 4 Sept. 2017)
7. IAEA. Disposal aspects of low and intermediate level decommissioning waste / Technical Report IAEA-TECDOC-1572. – Vienna: IAEA. – 2007. – 159 p. Available at: http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/TE_1572_companion_CD_web.pdf (accessed 4 sept. 2017)
8. Vulpius D., Baginski K., Fischer C., Thomauske B. Location and chemical bond of radionuclides in neutron-irradiated nuclear graphite // Journal of Nuclear Materials. – 2013. – Vol. 438. – PP. 163-177.
9. Рублевский В.П., Яценко В.Н., Чанышев Е.Г. Роль углерода-14 в техногенном облучении человека. / Монография. – М.: ИздАТ. – 2004. – 197 с.
10. Pageot J., Rouzaud J.N., Gosmain L., Deldicque D., Comte J., Ammar M.R. Nanostructural characterizations of graphite waste from French gas-cooled nuclear reactors and links with 14C inventory // Carbon. – 2016. – Vol. 105. – PP. 77–89.
11. Smith T.E., McCrory S., DunzikGougar M.L. Limited oxidation of irradiated graphite waste to remove surface carbon-14 / Idaho State University. – 2012. – 1776 p. Available at: http://dx.doi.org/10.5516/NET.06.2012.025 (accessed 4 sept. 2017)
12. DunzikGougar M.L., Smith T.E. Removal of carbon-14 from irradiated graphite // Journal of Nuclear Materials. – 2014. – Vol. 451. – PP. 328–335.
13. Fachinger J., von Lensa W., Podruhzina T. Decontamination of nuclear graphite // Nuclear Engineering and Design. – 2008. – Vol. 238. – PP. 3086-3091.
14. Dirk V., Kathrin B., Benjamin K., Bruno T. Thermal treatment of neutron-irradiated nuclear graphite // Nuclear Engineering and Design. – 2013. – Vol. 265. – PP. 294- 309.
15. Von Lensa W., Vulpius D., Steinmetz H.J., Girke N., Bosbach D., Thomauske B., Banford A.W., Bradbury D., Grambow B., Grave M.J., Jones A.N., Petit L., Pina G. Treatment and disposal of irradiated graphite and other carbonaceous waste // Atw-International Journal for Nuclear Power. – 2011. – Vol. 57. – PP. 263-269.
16. Sibermann G., Moncoffre N., Toulhoat N., Bererd N., PerratMabilon A., Laurent G., Raimbault L., Sainsot P., Rouzaud J.N., Deldicque D. Temperature effects on the behavior of carbon-14 in nuclear graphite // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms. – 2014. – Vol. 332. – PP. 106-110.
17. Sach R.S., Williams W.J. The diffusion of 14C in nuclear graphite // Carbon. – 1974. – Vol.12. – PP. 425-432.
18. Kane J.J., Karthik C., Ubic R., Windes W.E., Butt D.P. An oxygen transfer model for high purity graphite oxidation // Carbon. – 2013. – Vol. 2013. – PP. 49-64.
19. Poluektov P.P., Kashcheev V.A., Ustinov O.A., Musatov N.D., Yakunin S.A., Karlina O.K., Diordii M.N. Physicochemical aspects of reactor graphite incineration // Atomic Energy. – 2014. – Vol. 116. – No. 2. – PP. 105-109.
20. Wickham A., Steinmetz H.J., O’Sullivan P., Ojovan M.I. Updating irradiated graphite disposal: Project ‘GRAPA’ and the international decommissioning network // Journal of Environmental Radioactivity. – 2017. – Vol. 171. – PP. 34-40.

облученный ядерный графит уран-графитовый реактор исследовательский реактор ИРТ-Т

Ссылка для цитирования статьи: Павлюк А.О., Беспала Е.В., Беспала Ю.Р. Перспективы применения исследовательского реактора типа ИРТ-Т для решения задач в рамках проблемы графитовых радиоактивных отходов. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2018. – № 1. – С. 87-98. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.1.09 .