Заглавие с титульного листа

[Библиогр.: с. 29 (23 назв.)]

Актуальность работы обусловлена необходимостью определения и обоснования способов обращения с облученным ядерным графитом, который являлся замедлителем нейтронов, при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов по варианту «Ликвидация». Цель исследования: разработка и обоснование критериев, характеризующих потенциальную опасность графитовых радиоактивных отходов, и оценка степени снижения потенциальной опасности по предложенным критериям при термической обработке в газовой среде. Методы исследования: экспериментальные исследования процесса термической обработки облученного графита в газовых средах с использованием образцов облученного графита и цельных графитовых деталей, извлеченных из графитовых кладок уран-графитовых ядерных реакторов. Результаты. Предложен и обоснован критерий, характеризующий потенциальную опасность графитовых радиоактивных отходов, образующихся при выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов по варианту «Ликвидация». Предложенный критерий A[F.t] носит физический смысл интенсивности выхода радионуклида с единицы поверхности радиоактивных отходов, включая графитовые, и перехода его в мобильную форму, способную к миграции. Проведен анализ механизмов накопления радионуклида 14C в облученном ядерном графите, как основного радионуклида, определяющего класс радиоактивных отходов. Проведена серия экспериментов по термической обработке облученного графита в газовых средах с определением степени селективного удаления 14C и потери массы обрабатываемого образца графита. На основе экспериментальных результатов и результатов анализа механизмов накопления 14C в облученном графите получена качественная зависимость динамики выщелачивания 14C для необработанного графита и графита, прошедшего термическую обработку. Сделан вывод о существенном снижении потенциальной опасности графитовых радиоактивных отходов, содержащих долгоживущие радионуклиды, при термообработке.

The relevance of the discussed issue is caused by the need to determine and justify the methods of treatment with irradiated nuclear graphite, which was a moderator of neutrons, during decommissioning uranium-graphite nuclear reactor at the variant «Demolition». The main aim of the study is to develop and justify the criteria defining the potential hazard of graphite radioactive waste, and to assess the reduction degree of potential hazard according to the introduced criteria under thermal treatment in gaseous environment. The methods used in the study: experimental investigation of thermal treatment of irradiated graphite in gaseous environments using the samples of irradiated graphite and unbroken graphite elements of stack, which were taken out from stack of uranium-graphite nuclear reactors. The results. The authors have proposed and substantiated the criterion characterizing the potential hazard of graphite radioactive waste, generated during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactor at the variant «Liquidation». The criterion A[F.t] has physical meaning of radionuclide extraction intensity from surface unit of radioactive waste (including graphite radioactive waste) and its transfer in mobile form, capable to migration. The authors analyzed the ways of accumulation of radionuclide 14C in irradiated nuclear graphite (as the main radionuclide), which defines the class of radioactive waste. Thermal treatment of irradiated graphite in gaseous environments experiments including definition degree of selective removal of 14C and mass loss of treating samples of graphite were carried out. Based on experimental results and results of analysis of 14C ways of accumulation in irradiated graphite the qualitative dependence of the dynamics of 14C leaching for untreated graphite and treated graphite was obtained. The authors made the conclusion on considerable reduction of potential hazard of graphite radioactive waste comprising long-lived radionuclide under thermal treatment.