СӘУЛЕЛЕНГЕН УРАН-ГРАФИТ ОТЫНЫН ИММОБИЛИЗАЦИЯЛАУ ҮШІН ЦЕМЕНТ МАТРИЦАСЫНЫҢ ҚҰРАМЫН ТАҢДАУ ӘДІСТЕМЕСІ

Импульсті графитті реактор әлемдегі бірегей ядролық қондырғы болып табылады. Зерттеу реакторының белсенді аймағы ²³⁵U изотопы бойынша 90 мас.% байытылған уран-графит блоктарын (твэлдерді) қалау болып табылады. Ойындар реакторын төмен байытылған отынға конверсиялау шеңберінде институт мамандары цемент матрицасындағы бірінші белсенді аймақты иммобилизациялау мүмкіндігін зерттеді. Иммобилизация процесін зерттеу конверсия шарттарымен, халықаралық және ұлттық стандарттармен айқындалған уран-графит отыны матрицасына техникалық талаптарды қалыптастыруды, сондай-ақ матрица құрамын және компоненттерінің арақатынасын іріктеуді қамтыды.

Мақалада радиоактивті қалдықтарды және сәулеленген графитті иммобилизациялау саласындағы қазіргі заманғы жетістіктерді талдау, ИГР-дың жоғары байытылған отынын иммобилизациялау үшін матрицаның қолайлылық критерийлерін қалыптастыру, матрица қасиеттерінің белгіленген критерийлерге сәйкестігін айқындау әдістемесі нәтижелері келтіріледі.

ИГР реакторының сәулеленген отынын иммобилизациялауға арналған матрица құрамдары цемент ерітіндісінің су бөлу, тұтқырлығы, ұстау уақыты, көлемнің біркелкі өзгеруі, үлгілердің біртектілігі және беріктігі сияқты сипаттамаларына сүйене отырып, тәжірибелік жолмен таңдалды. Жоғарыда көрсетілген сипаттамаларды айқындау үшін цемент ерітінділерінің сипаттамаларын айқындауға қолданылатын әдістемелер қолданылды және жетілдірілді. Олар өздерінің қабілеттілігін көрсетті.

ИГР реакторының пайдаланылған уран-графит отынын иммобилизациялау үшін матрицалар құрамын іріктеу үшін қолданылатын талаптар қолдануға болатын және жеткілікті конструктивті болып шықты, сондай-ақ иммобилизациялау үшін матрицалар консистенциясын және РАҚ басқа түрлерін іріктеу жөніндегі міндеттерді шешу үшін ұсынылуы мүмкін.

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.