МЕТОДИКА ПОДБОРА СОСТАВА ЦЕМЕНТНОЙ МАТРИЦЫ ДЛЯ ИММОБИЛИЗАЦИИ ОБЛУЧЕННОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО ТОПЛИВА

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.

1. Измерение мощности излучения от облученного ядерного топлива реактора ИГР и анализ радионуклидного состава ОЯТ: отчет о НИР / Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК; А.Г. Коровиков. – Курчатов, 2017.- № 36-100- 05/375вн. от 01.03.17.

2. Nuclear Waste Forms [Text] / S.V. Stefanovsky, S.V. Yudintsev, R. Giere, G.R. Lump-kin // Energy, Waste and the Environment: A Geological Perspective. Geological Society, London.– 2004.– Special Publication.– V. 236.– P. 37–63.

3. An introduction to nuclear waste immobilization/ M.I. Ojovan, W.E. Lee.-Second Edition. Elsevier.

4. Технологические и организационные аспекты обращения с радиоактивными отходами// IAEA-TCS-27, Вена, 2005.

5. Правила организации сбора, хранения и захоронения радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива, утв. приказом Министра энергетики Республики Казахстан от 8 февраля 2016 года № 39 (с изменениями от 21.09.2020 г.).

6. СТ РК 3723-2021. Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования.

7. Строение и гидролитическая устойчивость самарий, гафний и урансодержащих стеклокристаллических материалов для иммобилизации твердых радиоактивных отходов/ Г.А. Малинина. – М., 2016.

8. Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Ядерные технологии: учебное пособие. – М.: МИФИ, 2008.– 128 с.

9. Encapsulation of HEU / Graphite Particulate – Potential Formulations and Other Considerations, DEC_0988_A, S Farris, Sellafield LTD, 2020.

10. Туманов Ю.Н. Плазменные, высокочастотные, микроволновые и лазерные технологии в химико-металлургических процессах. – М.: Физматлит, 2010.– 968 с.

11. Технологические и организационные аспекты обращения с радиоактивными отходами// IAEA-TCS-27, Вена, 2005.

12. Н.Р. Рахимова, Р.З. Рахимов, О.В. Стоянов, Композиционные вяжущие для иммобилизации токсичных и радиоактивных отходов / Вестник казанского технологического университета. – 2012. – Т. 16. – № 4. – С. 175–182.

13. Протокол совещания по вопросу «Требования нормативно-правовых актов Республики Казахстан, применимых к обращению с РАО, которые будут получены в результате разбавления и кондиционирования облученного высокообогащенного уран-графитового топлива исследовательского реактора ИГР» от 14-15 ноября 2019 г., КАЭНК МЭ РК, г. Нур-султан, Казахстан

14. The behaviours of cementitious materials in long term storage and disposal of radioactive waste. Results of a coordinated research project. IAEA-TECDOC-1701. Vienna, 2013.

15. ГОСТ 310.4-81. Цементы. Методы определения предела прочности при изгибе и сжатии. Cements. Мethods of bending and compression strength determination.

16. ГОСТ 310.6-85. Цементы. Методы определения водоотделения. Cements. Method of water separation determination.

17. ГОСТ 310.3-76. Цементы. Методы определения нормальной густоты, сроков схватывания и равномерности изменения объема. Cements. Methods for determination of standard consistency, times of setting and soundness.

18. ГОСТ 10180-2012. Бетоны. Методы определения прочности по контрольным образцам. (EN 12390-1:2009, NEQ), (EN 12390-2:2009, NEQ), (EN 12390-3:2009, NEQ), (EN 12390-4:2009, NEQ), (EN 12390-5:2009, NEQ), (EN 12390-6:2009, NEQ). Concretes. Methods for strength determination using reference specimens.

19. ГОСТ 22685-89. Формы для изготовления контрольных образцов бетона. Технические условия. Moulds for making control specimens of concrete. Specifications

20. ГОСТ 12730.1-2020. Бетоны. Методы определения плотности. Concretes. Methods of determination of density.