EDN: HQVFFV
Авторы
Легких К.Г., Смыков В.Б., Трифанова Е.М., Грушичева Е.А.
Организация
Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Легких К.Г. – начальник лаборатории. Контакты: 249033, Калужская область, Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-70-00 (доб. 88-03); e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Смыков В.Б. – руководитель направления отдела вывода из эксплуатации, кандидат технических наук.
Трифанова Е.М. – ведущий инженер-исследователь.
Грушичева Е.А. – ведущий инженер-исследователь.
Аннотация
Вывод из эксплуатации любого объекта использования атомной энергии (ОИАЭ) является неотъемлемой частью его «жизненного цикла» и вносит весомый вклад в обеспечение радиационной безопасности этого объекта. Концепция вывода из эксплуатации согласно пункту 7
ФЗ-170 «Об использовании атомной энергии» должна быть проработана на стадии принятия решения о создании ОИАЭ и представлена в составе проектной документации и в ООБ.
Полигоном для разработки технологий вывода из эксплуатации реакторных установок типа БН является исследовательский реактор БР-10. Для переработки накопленного щелочного жидкометаллического теплоносителя был разработан метод твердофазного окисления с применением шлака медеплавильного производства. К настоящему времени разработанным на БР-10 методом твердофазного окисления переведено в пожаровзрывобезопасное состояние более 12 м3 сдренированного натрия. Однако конечный продукт применения технологии иммобилизации РАО должен соответствовать критериям приемлемости для захоронения. Одним из таких критериев для шлакоподобных компаундов является скорость выщелачивания. Определение скорости выщелачивания радионуклидов из формы РАО рекомендуется выполнять с учетом ГОСТ Р 52126-2003. В статье описана проблематика переработки отработавшего щелочного жидкометаллического теплоносителя (ЩЖМТ) реакторных установок типа БН и способы ее решения. Приведено подробное описание методов переработки ЩЖМТ и его недренируемых остатков, применяемых на исследовательском реакторе БР-10 (АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», г. Обнинск). Приведены основные параметры отвержденных продуктов – механическая прочность, скорость выщелачивания цезия-137. Выполнен сравнительный анализ полученных данных с показателями цементных компаундов щелочного раствора, полученного путем растворения радиоактивного натрия 10 % щелочью.
Ключевые слова
твердофазное окисление, ТФО, щелочной жидкометаллический теплоноситель, ЩЖМТ, исследовательский реактор БР-10, быстрые реакторы с натриевым теплоносителем, скорость выщелачивания по изотопу 137Cs, пористость продукта ТФО, механическая прочность продукта ТФО
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Федеральный закон Российской Федерации от 21.11.1995, № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии», 1995.
- Смыков В.Б. Проблемы вывода из эксплуатации быстрых реакторов и пути их решения на базе исследовательского реактора БР-10. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2022, № 2, с. 90–100.
- НП-001-15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. Требования безопасности. М.: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2016, 55 с.
- Легких К.Г., Смыков В.Б. Инновационные технологии иммобилизации натриевого теплоносителя первых контуров реакторов на быстрых нейтронах и переработки ЖРО, образующихся в процессе их эксплуатации. Атомная энергия, 2024, т. 137, вып. 1–2, с. 114–120.
- Тажибаева И.Л., Клепиков А.Х., Романенко О.Г., Блынский А.П. Регуляторные аспекты и практика обращения с радиоактивными отходами в республике Казахстан. Атомная энергия, 2024, т. 137, вып. 1–2, с. 106–114.
- Guidez J., Settimo D. Superphenix dismantling – status and lessons learned. IAEA-CN245-560. Vienna: IAEA, 2017. P. 439.
- Смыков В.Б., Журин А.В., Легких К.Г., Алексеев В.В., Жданов В.П. Переработка теплоносителя первого и второго контуров при выводе из эксплуатации реактора БН-350. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2023, № 3, с. 164–169.
- Vernhet D. Decommissioning of PHENIX power plant. Отчет Комиссариата De la Recherche a L’industrie Cea Den, 2019.
- НП-093-14. Критерии приемлемости радиоактивных отходов для захоронения. Редакция от 17.11.2017, № 481. М.: Ростехнадзор, 2017.
- РБ-155-20. Рекомендации по порядку, объему, методам и средствам контроля радиоактивных отходов в целях подтверждения их соответствия критериям приемлемости для захоронения. М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2020. 75 с.
- ГОСТ Р 51883-2002. Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования. М.: Стандартинформ, 2005. 3 с.
- ГОСТ Р 52126-2003. Отходы радиоактивные. Определение химической устойчивости отвержденных высокоактивных отходов методом длительного выщелачивания. М.: Стандартинформ, 2005. 6 с.
- НП-019-15 . Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности. М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2015. 20 с.
- Смыков В.Б., Легких К.Г., Трифанова Е.М., Грушичева Е.А. Определение соответствия продукта твердофазного окисления отработавшего натриевого теплоносителя критериям приемлемости к длительному хранению. Сб. тезисов научно-технической конференции «Теплофизические экспериментальные и расчетно-теоретические исследования в обоснование характеристик и безопасности ядерных реакторов (Теплофизика 2024)». Обнинск: АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», с. 51–52.
- Смыков В.Б., Легких К.Г., Трифанова Е.М., Раскач О.В. Метод твердофазного окисления отработавшего ЩЖМТ. Соответствие критериям приемлемости для захоронения. Тезисы докладов XVI Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров». Обнинск, 26–27 октября 2023, с. 225–227.
УДК 621.181.6
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 1, c. 225-231
