ВОЗМОЖНОСТЬ УТИЛИЗАЦИИ ОТРАБОТАВШИХ ГРАФИТОВЫХ ВТУЛОК РЕАКТОРОВ СИБИРСКОГО ХИМИЧЕСКОГО КОМБИНАТА ПУТЕМ СЖИГАНИЯ

А. В. Бушуев, Т. Б. Алеева, Е. В. Петрова, В. Н. Зубарев, А. Г. Николаев, В. Г. Семенов, Б. Г. Силин, А. М. Дмитриев

Аннотация


В настоящее время накоплено несколько тысяч тонн отработавших графитовых втулок, которые находятся в хранилищах твердых отходов. Конструкция и состояние большей части хранилищ не отвечают современным требованиям из-за длительного срока их эксплуатации и заглубления до уровня грунтовых вод при отсутствии необходимых защитных барьеров. Поэтому существует реальная угроза загрязнения радионуклидами подземных вод и окружающей среды. Для ее исключения необходим комплекс мероприятий по созданию необходимых барьеров безопасности или ликвидации хранилищ. В статье приведены результаты исследования радиоактивного загрязнения отработавших графитовых втулок Сибирского химического комбината, позволяющие заключить, что достаточно низкий уровень их загрязнения позволяет провести их утилизацию путем сжигания, при этом риск негативных последствий для здоровья населения региона комбината от выброса 14C в атмосферу будет пренебрежимо мал. Рис. 3, табл. 2, список лит. 14 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Wickham A., Neigbour G., Dubourg М. The uncertain future for nuclear graphite disposal: crisis or opportunity? — In: Proc. of Technical Committee Meeting «Nuclear Graphite Waste Management».Manchester, United Kingdom, 18—20 Oct., 1999.

Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Зубарев В.Н. и др. Продукты деления и актиноиды в отработавшем графите кладок реакторов Сибирского химического комбината. — Атомная энергия, 2000, т. 89, вып. 2, с. 139—146.

Bushuev A.V., Verzilov Yu.M., Zubarev V.N. e.a. Content of actinides in graphite from the decommissioned plutonium production reactors of the Siberian groups of chemical enterprises. — In: Proc. of ICEM'99 Conf., Nagoya, Japan, 26— 30 Sept. 1999.

Verzilov Yu.M., Bushuev A.V., Zubarev V.N. e.a. Characterization of beta-emitting radionuclides in graphite from reactor moderator stack and research reactor thermal column. — Ibid.

Bushuev A.V., Verzilov Yu.M., Zubarev V.N. e.a. Radionuclide characterization of graphite stacks from plutonium production reactors of the Siberian group of chemical enterprises. — In: Proc. of Meeting on Nuclear Graphite Disposal, Manchester. England, 18—20 Oct. 1999.

Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Зубарев В.И. и др. Содержание 60Co в отработавшем графите кладок промышленных реакторов. — Атомная энергия, 1999, т. 86, вып. 3 , с. 183— 188.

Bushuev A.V., Verzilov Yu.M., Zubarev V.N. e.a. Experimental study on radioactive contamination of spent reactor graphite from the SGCE (Tomsk-7) plutonium-production reactors. — In: Proc. of ICEM'01 Conf., Brugge, Belgium, 30.09—4.10.2001.

Методика измерения содержания 3H и 14С в пробах реакторного графита методом жидкостной сцинтилляционной радиометрии. Свид. № 40090/82930 об аттестации МВИ. Центр метрологии ионизирующих излучений. 1998.

Wise М. Management of UKAEA graphite liabilities. — In: Proc. of Technical Committee Meeting «Nuclear Graphite Waste Management». Manchester, United Kingdom, 18—20 Oct. 1999.

Mason J., Bradbury D. Pyrolysis and its potential use in nuclear graphite disposal. — Ibid. 11. Dubourg M. Solution to level 3 dismantling of gas-cooled reactors: the graphite incineration. — Nucl. Engng Design, 1995, v. 154, p. 73—77.

Нормы радиационной безопасности НРБ-99. СП 2.6.1. 758-99. Изд. официальное. М., Минздрав России. 1999.

Буланенко В.И., Фролов В.В. Радиационные характеристики остатков топлива в кладках снятых с эксплуатации уран-графитовых реакторов. — Атомная энергия, 1995, т. 78, вып. 6, с. 396—400.

Внуков В.С., Сичкарук О.В., Чкуасел и Л.И. Ядерная безопасность при обращении с радиоактивными отходами, содержащими делящиеся материалы. — Там же, 2000, т. 88, вып. 5, с. 362—370.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.