и.о. начальника лаборатории испытаний конструкционных и топливных материалов
Курчатов; Семей
Kurchatov; Semey
начальник отдела материаловедческих испытаний
Курчатов
Kurchatov
инженер 2-1 категории лаборатории испытаний конструкционных и топливных материалов
Курчатов
Kurchatov
инженер 2-й категории лаборатории испытаний конструкционных и топливных материалов
Курчатов
Kurchatov
Импульсный графитовый реактор ИГР является уникальной в своем роде ядерной установкой в мире. Активная зона исследовательского реактора представляет собой кладку уран-графитовых блоков (твэлов) с обогащением 90 масс. % по изотопу 235U. В рамках конверсии реактора ИГР на низкообогащенное топливо, специалистами института была изучена возможность иммобилизации первой активной зоны в цементной матрице. Исследования процесса иммобилизации включали как формирование технических требований к матрице уранграфитового топлива, определенных условиями конверсии, международными и национальными стандартами, так и подбор состава и соотношений компонентов матрицы.
В статье приводятся результаты анализа современных достижений в области иммобилизации радиоактивных отходов и облученного графита, формирования критериев приемлемости матрицы для иммобилизации высокообогащенного топлива ИГР, методики определения соответствия свойств матрицы установленным критериям.
Составы матрицы для иммобилизации облученного топлива реактора ИГР были подобраны опытным путем, исходя из таких характеристик цементного раствора, как водоотделение, вязкость, время схватывания, равномерность изменения объема, однородность и прочность образцов. Для определения вышеуказанных характеристик применялись и усовершенствовались методики, применяемые к определению характеристик цементных растворов. Они показали свою состоятельность.
Требования, применяемые для подбора состава матриц для иммобилизации отработавшего уран-графитового топлива реактора ИГР, оказались применимыми и достаточно конструктивными, а также могут быть рекомендованы для решения задач по подбору консистенции матриц для иммобилизации и других видов РАО.
The Impulse Graphite Reactor (IGR) is a unique nuclear facility in the world. The core of the research reactor is a stack of uranium-graphite blocks (fuel elements) enriched to 90 wt. % in 235U isotope. As part of the project on conversion of the IGR reactor to low-enriched uranium fuel, the specialists of the Institute of Atomic Energy (IAE) studied the possibility of immobilizing the first core in a cement matrix.
Research into the immobilization process included both the formation of technical requirements for the uranium-graphite fuel matrix, determined by the conversion conditions, international and national standards, and the selection of the composition and ratios of the matrix components.
The paper presents the results of an analysis of modern achievements in the field of immobilization of radioactive waste and irradiated graphite, the formation of matrix acceptability criteria for the immobilization of highly enriched IGR fuel, and methods for determining whether the matrix properties correspond to the established criteria. The matrix compositions for immobilization of the irradiated fuel of the IGR reactor were selected experimentally, based on such characteristics of the cement slurry as bleed water, viscosity, setting time, uniformity of volume change, homogeneity and strength of the samples. To determine the above characteristics, the methods used to determine the characteristics of cement slurries were used and improved. They have proven their suitability.
The requirements used to select the composition of matrices for immobilization of spent uranium-graphite fuel of the IGR reactor turned out to be applicable and sufficiently constructive, and can also be recommended for solving issues of selecting the consistency of matrices for immobilization of other types of RW.
The authors declare that there are no conflicts of interest present.