Свойства конечного продукта термохимической переработки отходов облученного реакторного графита в системе Аl- TiO2-С

O. K. Карлина, Г. Ю. Павлова, В. Л. Климов, С. А. Дмитриев

Аннотация


Проведены лабораторные исследования прочности и химической устойчивости конечного продукта термохимической переработки отходов реакторного графита в системе А1-ТЮ2-С. Скорость выщелачивания Cs и 90Sr, которая определена на образцах, синтезированных из шихты с реальным облученным графитом исследовательского реактора AM, на 28-е сут не превышает 10~6г/(см2сут). Рис. 3, табл. 2, список лит. 8 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Карлина O.K., Климов В.Л., Павлова Г.Ю. и др. Термодинамический анализ и экспериментальное ис следование фазовых равновесий при термохимической переработке облученного графита в системе С-А1- ТiO2. - Атомная энергия, 2003, т. 94, вып. 6, с. 457- 463.

Карлина O.K., Климов В.Л., Павлова Г.Ю. и др. Характеристики термохимических процессов в системе С-Al-TiO2 при переработке отходов реакторного графита. - Там же, 2006, т. 101, вып. 5, с. 372-379.

Термические константы веществ. Справочник в 10 вып. Под ред. В.П. Глушко, В.А. Медведева,Г.А. Бергмана и др. М, 1965-1982.

Дмитриев С.А., Карлина O.K., Климов В.Л. и др. Способ переработки отходов реакторного графита. Патент РФ № 2242814. - Бюл. «Изобретения. Полезные модели», 2004, № 35, с. 805.

Отходы радиоактивные. Определение химической устойчивости отвержденных высокоактивных отходов методом длительного выщелачивания. ГОСТ Р 52126- 2003. М: ИПК «Изд-во стандартов», 2003. 5 с.

Standard Test Methods for Determining Chemical Durability of Nuclear Waste Glasses. The Product Consistency Test (PCT). ASTM С 1285-94, 1994.

Radioactive Waste Forms for the Future. Ed. by W. Lutze,R. Ewing. Amsterdam-Oxford-New York, 1988. 778 p.

Отходы высокоактивные отвержденные. Общие технические требования. ГОСТ Р 50926-96. М.: ИПК «Изд-во стандартов», 1996. 5 с.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.