автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Создание и применение радиационностойких полимерминеральных консервантов для захоронения радиоактивных отходов

На правах рукописи ЛОБАНОВ Николай Сергеевич

СОЗДАНИЕ II ПРИМЕНЕНИЕ РАДИАЦИОННОСТОЙКИХ ПОЛИМЕРМИНЕРАЛЬНЫХ КОНСЕРВАНТОВ ДЛЯ ЗАХОРОНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

05.14.03 \ «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации».

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

о 5 ДЕК 2008

Москва 2008

003456565

Работа выполнена в Российском научном центре «Курчатовский институт»

НАУЧНЫЙ РУКОВ ОДИТЕЛЬ: доктор технических наук,

первый заместитель директора Центра Я.И. Штромбах

ОФИЦИАЛЬНЫЕ ОПОНЕНТЫ: доктор технических наук,

главный научный сотрудник Ю.С. Виргильев

доктор химических наук, заведующий лабораторией С.А. Кулюхин

ВЕДУЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ ФГУП НИКИЭТ им. H.A. Доллежаля

Защита состоится 24 декабря 2008 г. в 16 час. 30 мин. на заседании диссертационного совета Д212.130.04 МИФИ по адресу: 115409, Москва, Каширское шоссе, 31.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МИФИ. Автореферат разослан « 2008 г.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенном печатью организации, по адресу МИФИ.

Ученый секретарь диссертационного совета МИФИ, д. ф.-м.н., профессор

И.И.Чернов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы. Долговременная и гарантированная изоляция радиоактивных отходов (РАО) от биосферы является весьма важной проблемой, от решения которой зависит экологическая обстановка в районе их захоронения. Среди задач, до сих нор не получивших окончательною решения, следует выделить разработку промышленных методов отверждения различных типов РАО в целях получения механически, химически и радиационно-стойких композиций.

При выполнении настоящей работы основное внимание было уделено вопросам консервации реакторного графита, изделий из металла, водно-солевых концентратов, полученных при переработке среднеактивных и низкоактивных отходов (CAO и НАО), шламов после фильтрации и химической обработки растворов, отработавших сорбентов радионуклидов из водных растворов. Одним из широко используемых способов консервации CAO и НАО является битумирование. К достоинствам этого процесса относятся непроницаемость, пластичность, достаточная химическая инертность, невысокая стоимость. Однако сравнительно низкая теплопроводность битумных продуктов заставляет уменьшать объемную активность поступающих на битумирование отходов, а горючесть этого материала ограничивает включение нитрит-нитратных отходов и требует учитывать возможность пожаров и взрывов.

В последнее время особое внимание уделяется разработке процессов, в которых битум заменяют искусственными полимерами. Метод полимеризации оказался достаточно удобным для фиксации отработанных сорбентов радионуклидов. Для его осуществления возможно использование аппаратурного оформления, подобного при битумировании.

Наиболее простым способом отверждения радиоактивных отходов является заключение их в цементы. Процесс цементирования привлекает простотой аппаратурных решений и низкой стоимостью Однако значительная пористость отвержденных таким образом РАО приводит к вымыванию радионуклидов, что ограничивает возможность применения цементирования для консервации РАО.

Для усовершенствования метода цементирования в мировой практике предложены варианты изменения неорганической матрицы и цементов до-

бавкой различных глин, имплантированием полимерными материалами. Несмотря па ряд предложенных и практически осуществляемых способов консервации радиоактивных отходов с использованием полимеров, работы в этом направлении не нашли своего окончательно!« решения.

Наиболее приемлемой с технической точки зрения является полимер-минеральная матрица (ПММ) на основе эпоксидного компаунда холодного отверждения "Атомик", выпускаемого ЗАО «ЭНПЦ ЭПИТАЛ» по ТУ 2257998-18826195-01 (низкая стоимость, доступность, простота аппаратурного оформления). Однако прямое применение "Атомик" для консервации деталей из реакторного графита и металлов на воздухе и в водной среде, а также водно-солевых РАО и сорбентов радионуклидов во влажном состоянии затруднено (или невозможно) по техническим соображениям.

Цель работы. Целью настоящей работы являлось создание рецептур радиационностойких полимерминеральных консервантов, определение их радиационной стойкости и разработка способов консервации CAO и НАО. Для достижения этой цели были решены следующие задачи:

- разработаны методики исследования эксплуатационных свойств и радиационной стойкости полимерных консервантов;

- разработаны методики исследования радиационной стойкости и радиоактивной загрязненности объектов, подлежащих консервации (на примере реакторного графита);

- исследовано влияние на радиационную стойкость и эксплуатационные свойства компаунда "Атомик" содержания отвердителя, минеральных наполнителей, модифицирующих добавок, условий отверждения и эксплуатации;

- исследованы компаунды, предложенные в качестве консервантов РАО, на реальных радиоактивно-загрязненных твердых (реакторный графит) РАО и солевых концентратах от переработки РАО.

Научная новизна и практическая значимость работы. 1. Впервые в РФ проведены радиационные испытания компаунда "'Атомик" в широком диапазоне доз гамма-облучения (до дозы 30000 Мрад), что соответствует времени хранения 500-1000 лет для РАО средней активности. Установлено, что ком паунд "Атомик":

- является высокорадиационностойким материалом,

- определены диапазоны доз облучепга, в которых улучшаются эксплуатационные свойства при воздействии гамма-облучения;

- введение в компаунд "Атомик" наполнителей (маршалит, сажа) не ухудшает, а в ряде случаев улучшает его эксплуатационные свойства (увеличивает прочность, уменьшает радиационное газовыделение, термическую и радиационную усадку).

2. Впервые исследовано влияние минеральных и технологических добавок к компаунду "Атомик" и показана возможность его модифицирования с целью создания полимерминеральной матрицы (ПММ) для консервации радиоактивных отходов. Получены экспериментальные зависимости влияния содержания указанных добавок, температуры и времени отверждения, дозы облучения, внешней среды на важнейшие эксплуатационные характеристики ПММ - модуль упругости, предел текучести, прочность при сжатии и температура стеклования.

На основании результатов исследований предложены рецептуры ПММ и технология ее применения, которая может быть рекомендована:

- для консервации реакторных графитовых колец (в сухой и влажной среде); металлических поверхностей и объектов, находящихся в воде, подвергающихся воздействию гамма-облучения;

- водно-солевых радиоактивных концентратов и сорбентов радионуклидов из водных растворов, находящихся во влажном состоянии;

- определены составы компаундов, предназначенных для проведения работ по бетонированию в воде (в том числе затопленных реакторных отсеков атомных подводных лодок).

3. Показана возможность использования ПММ для создания на поверхностях металлических изделий, загрязненных радионуклидами, радиаци-онностойких консервирующих пленочных покрытий. Покрытия могут наноситься на поверхность на воздухе и в воде.

4. Разработаны рецептуры приготовления ПММ и методики для консервации графитов, водно-солевых жидких радиоактивных отходов (ЖРО), отработанных сорбентов солевых растворов; имеется положительный опыт их применения в РНЦ "Курчатовский институт". По результатам исследований получен патент на изобретение.

Основные положения, выносимые на защиту.

1. Результаты исследования эксплуатационных свойств и радиационной стойкости компаунда "Атомик".

2. Создание полимерминеральной матрицы для захоронения РАО и исследование ее радиационных характеристик.

3 Методы консервации твердых (графит, металлы) (ТРО) и жидких радиоактивных отходов (ТРО и ЖРО).

Объем и структура работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, выводов и библиографии. Работа изложена на 139 стр., включая 23 рисунка и 18 таблиц.

Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы докладывались на следующих международных конференциях и семинарах: Technical Committee Meeting on the Investigation of the Irradiation Stability of Graphite and Supplied Compound in the Process of Graphite Core RBMK-Reactor Decommissiong, Manchester, United Kingdom, 1999; Всероссийский семинар «Разработка технологии захоронения графитовых блоков кладки реактора РБМК после вывода его из эксплуатации», г. Сосновый бор, 2001 г.; Всероссийская конференция союза материаловедческих обществ России «Новые функцональные материалы и экология», г. Звенигород, 2002 г.; 4 Международная конференция «Разработка материала покрытия и технологии ремонта облицовки бассейна выдержки отработавшегося ядерного топлива АЭС», г. Москва, 2004 г.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 8 работ, включая 4 работы в рецензируемых ВАК журналах и патент на изобретение № 2295787 от 20 марта 2007.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении дана краткая оценка состояния работ по обращению с реакторными отходами различного типа. Показаны недостатки различных способов консервации РАО.

Первая гяаса диссертации посвящена исследованию радиационной стойкости компаундов на основе эпоксидных смол для иммобилизации твердых и жидких РАО.

Приведенные результаты исследования радиационной стойкости компаунда «Атомик» подтверждают правильность выбора его в качестве радиа-ционностойкой полимерной составляющей полимерминералыюй матрицы для консервации РАО. Химический состав компонентов компаунда «Атомик», содержащих ароматические и алифатические группы, давал основание предположить его высокую его радиацонную стойкость, что было подтверждено приведенными в работе результатами исследований.

Выпускаемый ЗАО "ЭНПЦ ЭПИТАЛ" компаунд холодного отверждения «Атомик» (ТУ 2257-998-18826195-01) состоит из двух составляющих -смоляная часть и отвердитель, при смешивании их образуется твердый полимер. Смоляная часть состоит из диановой смолы ЭД-20 (90%), алифатической смолы и модификатора - эфира дикарбоновой кислоты. Отвердитель включает в себя смолу Л-19 с добавками салициловой кислоты, бензинового спирта и фурфурола.

Результаты исследования радиационного газовыделения, изменения массы, теплостойкости, термостойкости, физико-механических свойств (при сжатии и растяжении) исходных и облученных образцов исследованных рецептур, представленные в виде зависимостей от дозы облучения указанных характеристик, характеризуют компаунд «Атомик» как радиационностойкий полимерный материал. Например, радиационная стойкость компаунда «Атомик» (исследованная на радиационное газовыделение) на порядок превосходит радиационную стойкость кремнийорганического консерванта «Экор».

Исследования радиационной стойкости компаундов проводили в РНЦ "Курчатовский институт" на гамма-установках ГУТ-200М и РХМ-у-20.

Для обоснования использования компаунда «Атомик» в качестве полимерной составляющей ПММ были определены основные параметры этого материала, характеризующие возможность применения компаунда «Атомик» в качестве консерванта Г*АО^ температура стеклования, прочность и модуль упругости при сжатии, радиационно-химический выход газов радиолиза.

Температура стеклования компаунда «Атомик». Важные для практики результаты были получены при исследовании влияния температуры и времени отверждения на температуру стеклования компаунда «Атомик». Температура стеклования соответствует температуре, при которой полимерный материал переходит из стеклообразного состояния в высокоэластическое (рези-ноподобное) состояние. По результатам таких исследований установлено, что оптимальное содержание отвердителя в компаунде «Атомик» соответствует 38-50 мае. частей на ЮОмас. частей смолы. Установившееся при отверждении (температура 20 °С) значение температуры стеклования компаунда равно составляет 52+55 °С. С увеличением дозы облучения температура стеклования увеличивается в результате процессов радиационного сшивания.

Радиационная стойкость компаунда «Атомик». Исследования влияния гамма-облучения на прочностные характеристики при сжатии отвержденных до равновесного состояния при комнатной температуре образцов компаунда «Атомик» без наполнителя проведены до дозы гамма-облучения 15000 Мрад и с наполнителем до дозы облучения 30000 Мрад. Среда облучения - воздух. Наполнителем была сажа в количестве 25 мае частей на 100 мае. частей смолы. Доза облучения 30000 Мрад со-огветствует дозе облучения, получаемой материалами примерно за 500-1000 лет в месте захоронения средне и низкоактивных РАО. Результаты исследования приведены в табл 1 и 2.

Таблица 1

Изменение прочностных характеристик образцов компаунда «Атомик»

с сажевым наполнителем, испытанных на сжатие, от дозы облучения

№ п/п Доза облучения, Мрад Прочность, МПа Деформация разрушения, % Статический модуль упругости, МПа

1 0 75±8 32±3 875±87

2 700 75±8 30±3 940±94

3 7000 80±8 17±2 1200±120

4 10000 77±8 17±2 1300±130

5 15000 82±8 10±1 -

6 25000 25±8 2,5±0,3 1000±100

7 30000 19±2 2,5±0,3 760±76

Таблица 2

Изменение прочностных характеристик образцов компаунда «Атомик» без наполнителя, испытанных на сжатие, от дозы облучения

№ п/п Доза облучения, Мрад Прочность, МПа Деформация разрушения, % Статический модуль упругости, МПа

1 0 более 70 более 50 450±45

2 700 более 70 более 45 470±47

3 7000 80±8 10±1 1000±100

4 10000 75±8 10±1 1150±115

5 15000 70±7

Установлено, что до дозы облучения 15000 Мрад в образцах компаунда с сажевым наполнителем и без него увеличивается прочность, модуль упругости и снижается деформация разрушения, т. е. преобладают процессы радиационного сшивания. При дозах облучения более 15000 мрад в образцах компаунда с сажевым наполнителем уменьшается прочность, модуль упругости, деформация разрушения, что связано с преобладанием процессов радиационной и радиационно-окислительной деструкции.

Радиационное газовыделение из компаунда «Атомик». Эксперименты по облучению образцов компаунда «Атомик» в герметичном ампульном устройстве, заполненном воздухом при атмосферном давлении, показали, что происходят два процесса - радиационное окисление образца кислородом воздуха, сопровождающееся уменьшением давления в свободном объеме устройства, и радиационное газовыделение из облучаемого материала, сопровождающееся увеличением давления газовой среды в герметичном объеме устройства (рис. 1).

На первом этапе облучения преобладает процесс радиационного окисления. После израсходования кислорода воздуха в газовой среде герметичного объема устройства на окисление образца компаунда следует рост давления в ампульном устройстве, который обусловлен только радиационным газовыделением

О а

г

г

м

к

«г а л

АЧ \\ и \ 1 Г\

.^г А

II 1 ..... '2 .1 . ±-

90 вре*я облучения, сутк*

О 200 400 60С доза ойгученм*. Мрад

Рис. 1. Кинетика изменения давления в герметичном ампульном устройстве с образцом компаунда "Атомик" в процессе гамма-облучения:

1 - образец компаунда без наполнителя в виде стержня диаметром с! = 10,07 мм, длиной / = 132,1 мм и массой т = 12,2376 г; 2 - образец компаунда с наполнителем в виде стержня (</= 10,31 мм, /= 118,5 мм, т = 14,3303 г) Начальная среда облучения - воздух при атмосферном давлении, свободный объем ампулы 165 см3, мощность дозы облучения 80 рад/сек, температура облучения Т&ч = 20+2 "С

В тех экспериментах, когда свободный объем ампульного устройства с образцами компаунда «Атомик» был отвакуумирован, при у-облучении давление газов радиолиза в нем росло пропорционально дозе облучения (рис. 2).

При испытании получено, что радиационно-химическое газовыделение из компаунда «Атомик» с наполнителем в среде, обедненной кислородом, в 1,8 раза меньше (составляет 8,5x10"'" см3/г-рад), чем из того же компаунда без наполнителя (составляет 1,56x10"9 см3/г-рад). Также и скорость радиационно-химического поглощения кислорода образцом компаунда «Атомик» с наполнителем в начале облучения (0-50 мрад) в 1,5 раза меньше, чем бе! него.

Радиационно-химический выход газообразных продуктов радиолиза в

вакууме составляет ПхЮ"10см3/град, т.е. выше, чем при испытаниях того же

10

материала в воздушной среде после значительного выгорания кислорода воздуха в свободном объеме ампулы (8,5x10"'° см3/г-рад). Хроматографическим анализом установлен состав газообразных продуктов радиолиза, выделенных в отвакуумированный объем ампулы при облучении компаунда «Атомик» до дозы 300 Мрад (табл. 3). Основным газообразным продуктом радиолиза является водород (более 95%) и незначительное количество метана.

500 450 400 350 н- 300

о

| 250 = 200 150 100 50 0

Рис. 2. Кинетика изменения давления в отвакуумированном (101 мм. рт. ст.) герметичном ампульном устройстве с образцом компаунда "Атомик" с наполнителем (сажа) без облучения (О-А) и при -/-облучении (А-Б-В): d - 11 мм, I = 115 мм, т ~ 14,7725 г, мощность дозы облучения 5,8 Мрад/сут, = 20+2 °С

Таблица 3

Состав газов радиолиза выделенных из компаунда «Атомик» после облучения в вакууме до дозы 300 Мрад

№ н* о* n2, СО, СН4, С02,

измерения % об. %об. % об. %об. % об. %об

1 98,6 нет следы нет 1,4 нет

2 95,5 нет нет нет 4, нет

з 97,9 нет нет нет 2,1 HCÍ

4 96,7 нет нет нет 3,3 нет

Влияние содержания активного разбавителя и наполнителей на эксплуатационные, термомеханические свойства и радиационную стойкость ПММ.

В результате исследования радиационного газовыделения из компаунда «Лтомик» было установлено, что этот материал характеризуется низким ра-диационно-химическим выходом газов радиолиза, а следовательно обладает высокой радиационной стойкостью. Введение в компаунд «Атомик» минерального наполнителя (сажа), не разрушающегося при воздействии гамма-облучения, привело к значительному уменьшению радиационного газовыделения ввиду того, что в единице массы компаунда с минеральным наполнителем доля полимерной составляющей стала меньше. Можно предположить, что сажа выполняет также роль сорбента газов радиолиза. Было предложено при создании полимерного консерванта для РАО в качестве связующего использовать компаунд «Атомик», а в качестве минеральных наполнителей - марша-лит (пылевидный кварц), бентонит и цемент.

Для консервации раздробленных фрагментов графитовых реакторных колец, просыпей и других мелких радиоактивных фрагментов, помещенных в емкости, путем пропитки их компаундом без использования перемешивания, необходимо, было создать низковязкий консервант. Для снижения вязкости компаунда с минеральными наполнителями предложено ввести в его состав дополнительное количество активного разбавителя фурфурола, обладающего высокой смачиваемостью, малой вязкостью, способностью химического совмещения со смоляной частью «Атомика» и характеризующегося высокой радиационной стойкостью.

Предварительные эксперименты показали, что заполнение емкости с фрагментами графитовых колец компаундом "'Атомик" с добавками цемента и маршалита самотеком или под давлением не приводило к качественному заполнению пустот. Эта задача была решена введением в компаунд 10 мае. частей фурфурола.

Присутствие конденсационной воды в компаунде оказывает пластифицирующее воздействие, снижая температуру стеклования и прочность. Для связывания этой конденсационной воды вводили цемент (марка 500).

Полимерный компаунд на основе «Атомик» с минеральными и фицирующими добавками был назван полимерминеральной матрицей.

Оптимальное содержания в ПММ минеральных добавок и фурфурола было определено на основании результатов исследований влияния этих добавок на технологические и эксплуатационные параметры компаунда «Атомик»: вязкость, температура стеклования, предел прочности и др.

Рецептуры ПММ в работе имеют условное обозначении. Например, рецептура состава 100-38-50 м-50б-10ф означает, что на 100 мае. частей смоляной части компаунда «Атомик» приходится 38 мае. частей отвердителя, по 50 мае. частей маршалита и бентонита, 10 мае. частей фурфурола.

Из полученных результатов следует, что температура стеклования компаунда состава 100-50-0 при установившейся степени отверждения (при 20 °С) на 4 °С выше, чем компаунда состава 100-50-1 Оф. Введение в состав компаунда 100-50-10ф цемента в количестве 50 мас.частей на 100 мае. частей смолы привело к повышению установившегося значения температуры стеклования на 3 °С, что свидетельствует о связывании цементом конденсационной воды.

При гамма-облучении компаундов состава 100-50-0 и 100-38-0 изменение температуры стеклования (Г£) с ростом дозы облучения практически одинаково. При дозе 3600 Мрад Т% этих компаундов увеличивается на 6 °С. Однако оказалось, что при той же дозе облучения увеличение 7£ в компаунде 100-50-10ф составляет 14 °С, а в компаунде 100-38-10ф - 29 °С. Введение фурфурола в компаунд способствует процессам радиационного сшивания.

Влияние на физико-механические свойства и радиационную стойкость введенных в состав полимерминеральной матрицы цемента, маршалита, бентонита

Добавка цемента к фурфуролсодержащим композициям ПММ позволяет связать конденсационную воду, которая проявляет пластифицирующий эффект, снижая тем самым температуру стеклования компаунда. Исследование физико-механических свойств фурфуролсодержащих компаундов с добавками цемента показало, что введение цемента в эти композиции способствует значительному увеличению их предела прочности и модуля упругости. Добавки маршалита и бентонита (в рекомендованных количествах) в компа-

унды, содержащие фурфурол и цемент, не уменьшают их прочности на сжатие, но приводят к увеличению статического модуля упругости. Результаты испытаний приведены в табл. 4.

Таблица 4

Влияние минеральных наполнителей на физико-механические свойства и

температуру стеклования ПММ

Состав ПММ Прочность, МПа Статический модуль упругости, МПа Температура стеклования, °С 50 ± 1

100-50-10Ф 34 ±3 600 ± 60

100-50-10Ф-50Ц 60 ± 6 1200± 120 53 ± 1

100-50-10Ф-50Ц-50М 60 ± 6 1500 ±150 52 ± 1

100-50- 10Ф-50Ц-50Б 50 ±5 1600± 160 52 ± 1

Влияние на физико-механические свойства полимерминерапьной матрицы температуры и времени отверждения.

Исследования кинетики отверждения компаундов (по температуре стеклования) при 20° в течение двух лет показали, что их термомеханические свойства после -300 суток были стабильными. При этом температура стеклования компаундов определяется не только Бременем, но и температурой отверждения. Повышение температуры отверждения приводило к увеличению степени сшивания и сопровождалось увеличением температуры стеклования и сокращением времени достижения стабильного состояния полимера.

При изучении влияния температуры отверждения на физико-механические свойства образцов состава 100-50-10ф-50ц-50м, отвержденных в течение двух лет при 20 °С и дополнительно прогретых после этого срока отверждения в течение 13 сут при 130 °С, установлено, что дополнительный прогрев привел к увеличению предела их прочности при сжатии с 60 МПа до 85 ИПа.

Вторая глава посвящена вопросам использования ПММ для захоронения облученного реакторного графита. Актуальность этой проблемы состоит в том, что независимо от срока службы реактора РБМК (30 лет) необходимо подготовить документацию по захоронению графитовой кладки. В работе рас-

смотрены особенности захоронения реакторного графита кладок урап-фафитовых реакторов. Приведены методики и результаты исследования реакторного графита на предмет оценки радиоактивной загрязненности. В качестве объекта захоронения исследовались блоки графитовой колонны, загрязненные продуктами деления в результате разгерметизации TBC (третий энергоблок ЛАЭС).

Основной вклад в радиоактивное загрязнение графита в отсутствие загрязнения mCs и других изотопов вносит юттоп 60Со, причем величина удельной активности оказалась примерно одинаковой как с наружной поверхности блоков, так и с внутренней (со стороны отверстия в блоке).

При исследовании выщелачивания радионуклидов из реакторного графита в дистиллированной воде согласно ГОСТ29114-91 и методики МАГАТЭ показано, что у-активность дистиллированной воды значительно повысилась за время эксперимента. Повышение температуры воды до 50 °С усиливало процесс выщелачивания радионуклидов (рис. 3).

Время, месяцы

Рис 3. Выщелачивание 6-активности из не покрытых консервантом образцов реакторного графита при комнатной температуре (кривая 1) и при 50 "С (кривая 2). Скачек активности на кривой I обусловлен подкислением водного раствора

Из ¡аконсервированных образцов реакторного графита методом вакуумной пропигки или созданием на их поверхности тонкого (0,5 мм) защитного по-

лимерного слоя (на основе компаунда «Атомик») выщелачивания в воде не было обнаружено.

Третья глава посвящена вопросам консервации поверхностей металлических изделий покрытиями на основе ПММ.

Для определения возможности использовать компаунд "Атомик" в качестве защитного полимерного покрытия поверхностей металлических изделий в радиационных условиях было исследовано влияние дозы гамма-облучения на параметры, определяющие эксплуатационные свойства такого покрытия.

Испытания адгезионной прочности полимерного покрытия на основе компаунда «Атомик» (состав 100-38-0) к металлической поверхности (полированная поверхность образцов из алюминия, циркония, коррозионно-стойкой стали и стали ст-3) на отрыв показали, что величина прочности практически не зависит от марки металла и составляет для полированной поверхности 8,5-9,7 МПа, но существенно зависит от шероховатости металлической поверхности.

В результате испытаний установлено, что с увеличением дозы облучения (исследовано до дозы 2700 Мрад) адгезионная прочность возрастала, независимо от материала склеиваемых металлических образцов. Придание шероховатости поверхности металлических образцов в результате высокотемпературного окисления привело к увеличению прочности на отрыв для образцов из циркония почти в два раза.

Испытания на сдвиг при растяжении были проведены на образцах из коррозионно-стойкой стали с полированной поверхностью (исходные и облученные до дозы 1800 Мрад), склеенные консервантом без наполнителя (состав 100-38-0). Отверждение клеевого слоя происходило при температуре 20 °С в течение 120 сут. Результаты испытаний приведены в табл. 5.

Из данных табл 5 следует, что облучение до дозы 1800 Мрад образцов, испытанных на сдвиг, привело к увеличению прочности и деформации разрушения. Этот эффект может быть объяснен процессами радиационного сшивания в консерванте при облучении.

Большое практическое значение имеет возможность использования ПММ для проведения работ по герметизации и склеиванию в воде металл иче-

ских элементов. В вязи с этим были проведены испытания образцов, склеенных в воде НММ состава 100-50- 10ф-50ц-50м. Отверждение клеевого соединения образцов происходило в воде при температуре 20 °С в течение 1 года. В результате испытаний было установлено, что адгезионная прочность клеевого слоя, нанесенного в воде на полированную поверхность коррозионно-стойкой, стали составляет 11 + 1 МПа.

Таблица 5

Результаты испытания на сдвиг клеевых соединений плоских образцов

Консервант Термообработка (температура, время) Доза облучения, Мрад Склеиваемые металлические образцы Прочность на сдвиг, МПа Деформация разрушения при сдвиге, %

100-38-0 20 °С 120 суг 0 Коррозионно-стойкая сталь 2,8 ± 0,3 3,3 ±0,1

100-38-0 20 °С 120 сут 1800 Коррозионно-стойкая сталь 4,3 ± 0,2 6 ± 2

Результаты исследований показали возможность использования ПММ данного состава для проведения работ по герметизации, нанесению компаунда на металлическую поверхность непосредственно в воде.

Четвертая глава посвящена применению полимерминеральной матрицы для консервации жидких РАО.

Характерной особенностью полимерминеральной матрицы для консервации водно-солевых концентратов от переработки ЖРО является наличие в ее составе цемента и минеральных добавок (маршалит, бентонит и др.). Введение воды в рецепгуру компаунда или получение его в воде пока!ало, что вода оказывает пластифицирующее действие, снижая температуру стеклования, причем с увеличением дозы облучения этот эффект проявляется в большей степени Для компаундов состава 100-50-10ф-50ц-50ч и 100-50-10ф-50ц--50м-50в в необлученном состоянии различие составило 2 °С, а после облучения до дозы 3600 Мрад - 4 °С.

При получении и отверждении компаунда 100-50-10ф-50ц-50м в воде температура стеклования была ниже на 10 °С температуры стеклования ком-

паунда такого же состава, полученного на воздухе. При дозе облучения 3600 Мрад это различие составило 14 °С. Время отверждения компаундов -2 года, температура 20 °С

Наличие воды в компаунде, видимо, препятствует процессам радиационного отверждения ввиду того, что кислородные радикалы, образующиеся при радиолизе воды и гидратных связей в цементе, блокируют процессы радиационного сшивания. В работе показано, в частности, для образцов состава 100-50-10ф-50ц-50м, отвержденных и облученных в водной и воздушной средах до дозы 4000 Мрад, происходит непрерывный рост предела прочности, предела текучести и модуля упругости с ростом дозы облучения. Увеличение прочности и модуля упругости облученных в воде образцов существенно меньше, чем при облучении на воздухе.

Возможность использования полимерминеральной матрицы (ПММ) для консервации концентратов от переработки ЖРО была исследована на отвержденных композициях, приготовленных при перемешивании водно-солевого концентрата с ПММ и последующего отверждения. Изучение выщелачивания радионуклидов и физико-механических свойств образцов из отвержденного компаунда проводили на образцах, приготовленных из смеси ПММ (100 мае. частей) и водно-солевого концентрата (70 мае. частей). ММ на основе компаунда "Атомик" имела состав 100-50-100ц-100б

В качестве солевого концентрата были использованы радиоактивные отходы радиохимических экспериментов по выделению ниобия из реакторных сталей, проводимых в РНЦ "Курчатовский институт" в рамках программ нейтронной дозиметрии ядерно-энергетических установок. Перед отверждением водно-солевые растворы (содержащие также фтористые комплексные соединения) были нейтрализованы кальцинированной содой и упарены. Основными радионуклидами, содержащимися в полученных растворах, были 59Ре, 54Мп, и а,Со Содержание солей в концентрате составляло 60%. Цилиндрические образцы из материала, полученного при консервации ЖРО в компаунде, были облучены на гамма-установке ГУТ-200М до дозы 3200 Мрад. Исходные и облученные образцы были испытаны на сжатие до разрушения. Испытания проводились спустя год после получения образцов. Было изучено влияние дозы облучения на их радиационную стойкость. Анализ результатов испытания

позволил установить, что до дозы облучения 1000 Мрад прочностные свойст-сгва образцов практически не изменялись, однако при дозах облучения более 1000 Мрад наблюдалось уменьшение предела прочности, предела текучести и деформации разрушения образцов. При дозе гамма-облучения 3000 Мрад эти параметры уменьшились практически вдвое. D отличие от отвержденных цементных составов, проявляющих при деформации сжатия свойства хрупких материалов, исследуемые образцы в исходном и облученном состоянии проявляли свойства пластичности.

Огвержденные в полимерминеральной матрице водно-солевые концентраты, содержащие фтористые соединения, значительно усиливает радиаци-ошю-деструктивные процессы в ПММ, что при дозах облучения более 1000 Мрад приводит к снижению прочности на сжатие. В компаундах, не содержащих таких химически-агрессивных водно-солевых включений, в исследованном диапазоне доз до 3000 Мрад наблюдался рост прочности с дозой облучения. Несмотря на наблюдаемое ухудшение прочностных характеристик ПММ при введении в нее водно-солевых концентратов, прочность образуемого при отверждении компаунда вполне достаточна для надежной консервации таких отходов в металлической таре.

При дозе облучения 1500 Мрад прочность на сжатие отвержденных в ПММ водно-солевых ЖРО составляет 14 МПа, деформация разрушения - 3%.

Консервация сорбентов радионуклидов. Были проведены исследования по применению ПММ для консервации биосорбента радионуклидов «Мико-тон». После завершения работ по очистке биосорбентом «Микотон» водных растворов от радионуклидов, для предотвращения проникновения радионуклидов из биосорбента в окружающую среду, необходимо законсервировать его во влажном состоянии. Для этой цели сорбент смешивали с компаундом состава 100-50-10ф-50ц-50м. В смеси компаунда с влажным сорбентом доля компаунда составляла 100 мае. частей, сорбента - 20 мае. частей, воды -80 мае. частей

Из результатов физико-механических испытаний образцов законсервированной) COpuCHld "Гушпи IIJM» м ашМ слсдус!, ч»и в ДИшкйОнс ДО.5 облучения до 850 Мрад с увеличением дозы происходит рост предела прочности (с 48 до 84 МПа). предела текучести (с 45 до 74 МПа) и модуля упругости

(с 1800 до 2500 МПа) Облучение образцов (до дозы 2000 Мрад) привело к незначительному снижению прочностных параметров (предел прочности снизился до 79 МПа, предел текучести до 70 МПа), модуль упругости остался неизменным (2500 МПа). В облученных до дозы 2000 Мрад образцах законсервированного сорбента «Микотон» не было обнаружено трещин и заметного увеличения их пористости (рис. 4).

Доза облучения, Мрад

Рис. 4. Зависимость предела текучести (1), предела прочности (2) и модуля упругости (3) законсервированного сорбента радионуклидов «Микотон» в полимермине-ральную матрицу. Состав компаунда (консерванта): 100-50-10ф-50ц -50м. Состав законсервированных образцов: 100 (консервант) -0 (Микотон»)- 80 (вода в «Микото-не»

Введение влажного сорбента "Микотон" в состав ПММ с добавками цемента и маршалита можно рассматривать как перспективный метод консервации сорбентов радионуклидов во влажном состоянии.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. При исследовании радиационной стойкости компаунда "Атомик" установлена высокая его радиационная радиационная стойкость до дозы гамма-облучения 30000 Мрад. Это соответствует дозе, полученной за 500-1000 лет

храпения среднеакшпних РАО. Ратиациопно-химический выход газов диолиза из компаунда '"Атомик" составляет не более 1,5x10"'' см3/г-рад.

2. Разработана ПММ и исследованы ее физико-механические свойства и радиационная стойкость. Предложены рецептуры и исследованы до дозы гамма-облучепия 3600 Мрад основные эксплуатацонные свойства радиационпо-стойкой полимермиперальной матрицы (ПММ), в состав которой входит компаунд "Лтомик", минеральные добавки и для снижения вязкости - активный разбавитель фурфурол. Установлено, что применение ПММ позволяет технологично и надежно осуществлять процесс консервации твердых РАО, затаренных в емкости. Показана возможность применения ПММ (на примере реакторного графита) для консервации среднеактивных РАО в сухом и влажном состоянии и герметизации металлических конструкций под водой. По результатам исследования получен патент.

3. Доказано применение ПММ для консервации твердых РАО. Установлено, что ПММ может быть использована в качестве радиационно-сгойких клеев и пленочных покрытий. Склеивание металлических изделий и нанесение покрытий ПММ на поверхность металлических изделий возможно как на воздухе, так и в воде. Клеевые соединения и пленочные покрытия характеризуются высокой адгезионной прочностью к поверхностям различных металлов в условиях мокрой и сухой эксплуатации.

Прочность на отрыв образцов из коррозионно-стойкой стали с полированной поверхностью, склеенных ПММ (100-38-50м), после облучении до дозы 1800 Мрад увеличилась с 7 до -18 МПа Дополнительный прогрев после отверждения при комнатной температуре приводит к увеличению прочности на отрыв полимерного покрытия. Прогрев образцов клеевых соединений (состав ПММ 100-38-100(м)) при 60 С увеличивает адгезионную прочность более чем в -1,5 раза. Придание металлической поверхности шероховатости способствует увеличению прочности на отрыв. Прочность покрытия на отрыв к полированной поверхности образцов из циркония - 95 кг/см2, после окисления поверхности при термообработке 800 °С в течение 2 ч - 14 МПа и 4 ч -16 МПа

4. Обосновано применение ПММ для консервации жидких РАО. Установлено, что ПММ содержащая в своем составе бентониг, може1 применяться для кон-

21

сервации среднеактивных солевых концентратов переработки ЖРО. Предложена технология их консервации в емкости путем смешения с ПММ. Показано, что до дозы 1000 Мрад прочность на сжатие компаунда и составляет -15 МПа.

5. Выщелачивание радионуклидов из образцов, моделирующих консервацию в металлической бочке водно-солевых концентратов, содержащих 60% солей, имеющих в своем составе 54Мп и 60Со (открытой торцевой поверхностью покрытой слоем ПММ толщиной ~1 мм), показало отсутствие выщелачивания активности в течение 2-х месяцев.

Предложенная технология консервации солевых концентратов от переработки ЖРО успешно применяется в ИРМТ РНЦ "КИ" и обеспечивает надежность при транспортировке.

ОСНОВНЫЕ ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Ушаков Г.П., Лобанов U.C. Способ дозиметрии ионизирующих излучений: Патент РФ № 1575726 // Заявка № 4490247/25 от 06.10.1988 г. 5G01R 29/22. -БИ, 1999, № 17 II, с. 436.

2. Лобанов U.C. , Ушаков Г.П. Способ определения нтегралыюй дозы гамма-облучения: Патент РФ № 1500118 // Заявка № 4348534 or 29.12.1987 г. 5G04T/04 БИ. - 1999, № 17 II, с. 436.

3. Лобанов Н.С., Зиновьев O.A. Новые детекторы нейтронного, гамма- и рентгеновского излучений //Техника ядерного эксперимента. Ж. ПТЭ. 2002, № 4, с 59-62.

4. Платонов П.А., Штромбах Я.И., Чугунов O.K., Лобанов Н.С., Александров В.П., Алексеев В.М., Семочкин В.М., Денисов В.М., Кочкин В.Н. Фиксация радионуклидов в облученных блоках реакторного графита // Атомная энергия, 2002, т. 92, вып.6, с. 445-451.

5. Лобанов Н.С., Чугунов O.K., Зиновьев O.A. Эпоксидные компаундные консерванты для радиоактивных отходов // Наукоемкие технологии, 2005, N° 5, с. 60-68.

6. Штромбах Я.И., Платонов П.А , Лобанов Н.С., Чугунов O.K., Александров В.П., Зиновьев O.A. Эпоксидные компаунды для иммобилизации радиоактивных отходов //Атомная энергия, 2005, т. 98, вып. 5, с. 348-351.

7. Штромбах Я.И., Лобанов Н.С., Чугунов O.K. Цементно-полимерная композиция для консервации среднеактивных радиоактивных отходов: Патент на изобретение № 2295787 // Заявка № 2005114928 от 17.05.2005 г.

8. Зиновьев O.A., Скобкин B.C., Лобанов U.C., Чугу нов О К., Пижов Г.Я, Найденов А.Я., Дубинина Т.П. Радиационная стерилизация почтовых отправлений //Атомная энергия, 2006, т. 100, вып. 1, с. 60-68.

Подписано в печать 12.11.2008 г.

Печать трафаретная

Заказ № 1169 Тираж: 75 экз.

Типография «11-й ФОРМАТ» ИНН 7726330900 115230, Москва, Варшавское ш., 36 (499) 788-78-56 www.autoreferat.ru

ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

Решение вопросов консервации и захоронения РАО в настоящее время.

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1 ИССЛЕДОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ

КОМПАУНДОВ ДЛЯ ИММОБИЛИЗАЦИИ ТВЕРДЫХ И ЖИДКИХ РАО.

1.1 Методики исследования.

1.2 Результаты исследования компаунда "Атомик" и его составляющих.

1.3 Создание полимерминеральной матрицы на основе компаунда "Атомик".

1.3.1 Термомеханические испытания.

1.3.2 Физико-механические испытания.

Глава 2 ЗАХОРОНЕНИЕ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА 2.1 Методики исследования

2.1.1 Оценка степени радиоактивного загрязнения графита из кладок реакторов типа РБМК.

2.1.2 Определение величины выщелачивания активности радионуклидов из не законсервированных и законсервированных образцов реакторного графита.

2.2 Характеристика реакторного графита на примере кернов из графитовой кладки, блоков графитовой колонны

2.2.1 Оценка удельной активности облученных образцов графита на примере кернов и графитовых блоков кладок реактора РБМК.

2.2.2 Эксперимент на выщелачивание с образцами облученного графита из графитовой колонны.

2.2.3 Расчет скоростей выхода 137Сб из образца реакторного графита.

2.2.4 Исследование кинетики радиационного газовыделения из реакторного графита при гамма-облучении в вакууме и на воздухе.

2.2.5 Хроматографический анализ газообразных продуктов, выходящих из облученного реакторного графита при дополнительном гамма-облучении.124.

2.2.6 Исследование кинетики изменения веса реакторного графита при гамма-облучении на воздухе и в азоте.

Глава 3 ОСОБЕННОСТИ КОНСЕРВАЦИИ ПОВЕРХНОСТЕЙ

МЕТАЛЛИЧЕСКИХ ИЗДЕЛИЙ ПОКРЫТИЯМИ НА ОСНОВЕ КОМПАУНДА "АТОМИК".

3.1 Методики исследования.

3.2 Результаты исследования адгезионной прочности полимерных покрытий на основе компаунда "Атомик" к металлической Поверхности.

Глава 4 ПРИМЕНЕНИЕ ПОЛИМЕРМИНЕРАЛЬНОЙ МАТРИЦЫ ДЛЯ КОНСЕРВАЦИИ ЖИДКИХ РАО

4.1 Особенности состава полимерминеральной матрицы для консервации жидких РАО.

4 Л .1 Влияние воды в составе полимерминеральной матрицы и водной среды при ее получении, отверждении и облучении на эксплуатационные свойства.

4.2 Использование полимерминеральной матрицы для консервации сорбента радионуклидов "Микотон" во влажном состоянии.

4.3 Консервация ЖРО в полимерминеральную матрицу.

4.4 Использование клеев на основе полимерминеральной матрицы для ремонтных работ в хранилище отработанного ядерного топлива.158.

Глава 5 ВОЗМОЖНОСТЬ СОЗДАНИЯ НОВЫХ КОМПАУНДОВ

НА ОСНОВЕ СМОЛЫ ЭД-20, И ОТВЕРДИТЕЛЕЙ Л-19, ПЭПА, МФДА И ФА ДЛЯ КОНСЕРВАЦИИ РАО.

5-1. Термомеханические испытания.

5-2. Радиационное газовыделение.

Долговременная и гарантированная изоляция радиоактивных отходов (РАО) от биосферы является весьма важной проблемой, от решения которой зависит развитие ядерной энергетики. Среди задач, до сих пор не получивших окончательного решения,, следует выделить разработку промышленных методов отверждения различных типов РАО в целях получения механически, химически и радиационно-стойких композиций.

При выполнении настоящей работы основное внимание было уделено вопросам консервации реакторного графита, изделий из металла и концентратов, полученных в результате очистки жидких среднеактивных отходов (CAO) и низкоактивных отходов (НАО). Одним из широко используемых способов консервации CAO и НАО является битумирование. К достоинствам этого процесса относятся непроницаёмость, пластичность, достаточная химическая инертность, невысокая стоимость. Однако горючесть этого материала ограничивает возможность его использования.

В последнее время особое внимание уделяется разработке процессов, в которых битум заменяют искусственными полимерами. Метод полимеризации оказался достаточно удобным для консервации отработанных ионообменников. Для его осуществления возможно использование аппаратурного оформления аналогично применяемого при битумировании.

Наиболее простым способом консервации отходов является заключение их в цементы. Процесс цементирования привлекает простотой аппаратурных решений и низкой стоимостью. Однако присущая цементным составам пористость, разрушение гидратных связей (обеспечивающих прочность) в отверженных цементных составах при воздействии радиации и значительная выщелачиваемость радионуклидов из законсервированных в цементы РАО, ограничивает их применение.

Несмотря на ряд предложенных и практически осуществляемых способов консервации радиоактивных отходов с использованием полимерных материалов, работы в этом направлении не нашли своего окончательного решения.

Наиболее приемлемой с технической точки зрения является полимерминеральная матрица (ПММ) на основе эпоксидного компаунда холодного отверждения "Атомик", выпускаемого ЗАО «ЭНПЦ ЭПИТАЛ по ТУ 2257-998-18826195-01 (низкая стоимость, доступность, простота аппаратурного оформления). Однако прямое применение "Атомик" для консервации деталей из реакторного графита и металлов на воздухе и в водной среде, а также жидких концентратов от очистки CAO и РАО затруднено по техническим соображениям.

Для консервации РАО, находящихся при повышенных температурах рассмотрена возможность использования эпоксидных компаундов на основе смолы ЭД-20, имеющих температуру стеклования выше температуры стеклования компаунда "Атомик".

Целью настоящей работы являлось создание рецептур радиационностойких полимерминеральных консервантов, исследование их радиационной стойкости и способов консервации CAO и НАО.

Для достижения этой цели было необходимо решить следующие задачи:

Разработать методики исследования эксплуатационных свойств и радиационной стойкости полимерных консервантов.

Разработать методики исследования радиационной стойкости и радиоактивной загрязненности объектов, подлежащих консервации (на примере реакторного графита).

Исследовать влияние на радиационную стойкость и эксплуатационные свойства компаунда "Атомик" содержания отвердителя, минеральных наполнителей, модифицирующих добавок, условий отверждения и эксплуатации.

Исследовать влияние на радиационную стойкость и эксплуатационные свойства компаундов на основе смолы ЭД-20 концентрации различных отвердителей, используемых для отверждения смолы ЭД-20, температуры и времени отверждения

Исследовать компаунды, предложенные в качестве консервантов РАО, на реальных радиоактивно-загрязненных твердых (реакторный графит) и жидких водно-солевых радиоактивных отходах.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. Исследована радиационная стойкость компаунда "Атомик." 1.1. Установлена высокая радиационная стойкость компаунда холодного отверждения "Атомик" на основании результатов исследования влияния дозы гамма-облучения до 30000 Мрад на его эксплуатационные свойства. При облучении до дозы 15000 Мрад прочность компаунда при сжатии увеличивается с 75 МПа 82 МПа. Облучение более высокими дозами привело к снижению прочности (при дозе 30000 Мрад - 19 МПа).

1.2 Радиационно-химический выход газов радиолиза из компаунда

О 1

Атомик" составляет 1,5x10" см/град, что почти на порядок меньше радиационно-химического выхода газов из эпоксидного компаунда, отвержденного радиацонностойким фталиевым ангидридом.

1.3 Из образцов реакторного графита законсервированных компаундом "Атомик" при исследовании выщелачивания не было обнаружено выделения радиоактивности в воду.

1.4 Предложено использовать компаунд "Атомик" в качестве полимерной составляющей консервантов ТРАО и ЖРАО.

2 Создана ПММ и исследованы ее физико-механические свойства и радиационная стойкость.

2.1 .Предложены рецептуры и исследованы до дозы гамма-облучения

3600 Мрад основные эксплуатационные свойства радиационно-стойкой полимерминеральной матрицы (ПММ), в состав которой входит компаунд "Атомик", минеральные добавки и для снижения вязкости активный разбавитель фурфурол. Применение ПММ позволяет технологично и надежно осуществлять процесс консервации ТРАО, загруженных в емкости. Показана возможность применения ПММ (на примере реакторного графита) для консервации среднеактивных РАО в сухом и влажном состоянии и под водой.

2.2 Прочность ПММ при облучении на воздухе и в воде увеличивается с дозой облучения (до 1,5-2 раза при дозе облучения 3600 Мрад).

2.3 Показана возможность использовать ПММ для проведения работ по консервации РАО и по герметизации различных объектов под водой. Прочность на сжатие ПММ состава 100-50-10ф-100ц-100м-100б полученной, отвержденной и облученной в воде увеличилась после облучения дозой 3600

Мрад с 70 до 85 МПа.

2. Предложена рецептура цементно-полимерной композиции для выполнения работ по консервации измельченных фрагментов реакторных графитовых блоков, колец, графитовой просыпи и других радиоактивных отходов в сухом и во влажном состоянии (Патент на изобретение №2295787)

2 5 ПММ отличается невысокой стоимостью; стоимость ее на порядок меньше кремнийорганического консерванта "Экор".

В отличие от цементирующих составов имеющих хрупкий характер разрушения, физико-механические свойства ПММ характеризуются пластичностью в исходном и облученном (исследовано до дозы 3600 Мрад) состоянии.

3 Показана возможность применения ПММ в качестве радиационно-стойких клеев и пленочных покрытий на металлической поверхности изделий в условиях мокрой и сухой эксплуатации.

3.1 Адгезионная прочность на отрыв исследованных рецептур ПММ к полированной поверхности изделий из алюминия, циркония, нержавеющей стали и СТ-3, зависит от рецептуры ПММ, температуры и времени ее отверждения. При температуре отверждения 20°С прочность на отрыв находится в пределах от 50 до 110 кг/см2 и с увеличением дозы гамма-облучения в исследованном диапазоне доз (до 3000 Мрад) возрастала. Прочность на отрыв образцов из нержавеющей стали, склеенных ПММ (100-38-50м) после облучении до дозы 1800 Мрад увеличилась с 70 до 179 кг/см2. 3.2 Дополнительный прогрев, после отверждения при комнатной температуре, приводит к увеличеншо прочности на отрыв полимерного покрытия. Прогрев образцов клеевых соединений (состав ПММ 100-38-100(м)) при 60 °С привел к увеличению адгезионой прочности в -1,5 раза.

3.3 Придание металлической поверхности изделий шероховатости —способствует увеличению прочности на отрыв пленочного покрытия от металлической поверхности. Прочность покрытия на отрыв к полированной поверхности образцов из циркония — 95 кг/см", а после окисления поверхности при 800°С в течение 2 и 4 часов - соответственно 140 и 160 кг/см".

3.4 Показано, что с дозой облучения толщина полимерного покрытия на металлической поверхности уменьшается. Введение минерального наполнителя (сажа) в полимерную составляющую покрытия увеличивает его радиационную стойкость. При дозе 10000 Мрад уменьшение толщины покрытия с сажевым наполнителем было в два раза меньше, чем покрытия без наполнителя.

4. Исследовано влияние различных добавок на эксплуатационные свойства ПММ. j

4.1 Установлено, что ПММ содержащая в своем составе бентонит, может применяться для консервации среднеактивных водно-солевых ЖРО. Предложена технология консервации ЖРО смешиванием их с ПММ в емкости. Физико-механические испытания образцов показали, что до дозы 1000 Мрад прочность на сжатие не уменьшалась и составляла -150 кг/см . "

4.2 Испытание на выщелачивание образца, моделирующего отвержденный радиоактивный водно-солевой растворов в ПММ, содержащийся в бочке с открытой торцевой поверхностью, показало отсутствие активности в воде в течение двух месяцев.

4.3 Предложенная технология консервации ЖРО успешно применяется в ИРМТРНЦ"КИ."

5 Исследованы новые виды компаундов на основе эпоксидной смолы ЭД-20.

5.1 Предложено для консервации среднеактивных РАО, находящихся при температуре около 100 °С, применять компаунды на основе эпоксидной смолы и фталиевого ангидрида. ♦

5.2 Из исследованных эпоксидных компаундов, отвержденных ПЭПА, МФДА, JI-19, ФА, эпокиднофталиевоангидридные компаунды имеют достаточно высокую радиационную стойкость, теплостойкость, незначительное радиационное газовыделение и допустимую токсичность.

5.3 Исследование влияния температуры на радиационное газовыделение эпоксидных компаундов показало, что температура стеклования является параметром определяющим радиационную стойкость полимеров, т.к. при температурах выше Tg существенно увеличивается скорость радиационно-деструктивных процессов, сопровождающихся увеличением скорости радиационного газовыделения. к

1. Велихов Е.П., Пономарев-Степной H.H., Волков В.Г. и др. Реабилитация радиоактивно загрязненных объектов на территории РНЦ "Курчатовский институт". Атомная энергия, 2007,-т.102, No 5,-С.300 - С.306.

2. Толковый словарь терминов по управлению радиоактивными отходами / Пер.ст. Radioactive waste management glossary. 2003 edition. IAEA, Vienna, 2003.54c

3. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СГЮРО-2002) СП 2.6.6.1168-02.

4. Управление отходами низкого уровня во Франции / Пер.ст. F.Jaco. The management of low level waste in France. Int. Symp. on Disposal of Low Activity Radioactive Waste., Cordoba, Spain, 13-17 December 20004, IAEA, June 2005. -16c

5. Удаление радиоактивных отходов низкой активности. Труды международного симпозиума / Пер.ст. Disposal of Low Activity Radioactive Waste. Proceedings of an International Symposium, Cordoba, Spain, 13-17 December 2004, IAEA, June 2005. 477c.

6. Чечеткин Ю.В., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. Самара: Самар. Дом печати, 2000. -248с.

7. Сообщение 10.1. (03.07.2000) Используемые или планируемые методы обработки радиоактивных отходов низкого или промежуточного уровня активности в различных странах/ Пер. ст. Report 10.1 : Processing L/LW-SL. Created 2000-03-07, -8c.

8. Инновационные технологии обработки и кондиционирования на ядерно-энергетических установках/ Пер. ст. Innovative waste treatment and conditioning technologies at nuclear power plants. IAEA-TECDOC-1504, IAEA,Vienna, 2006. -57c.

9. Стабилизирующая / отверждающая обработка и реабилитация / Пер.ст. Stabilization / Solidification Treatment and Remediation. US: NET Work STARNET News (Aug 2004). Issiue 5. -C4.

10. Краткая химическая энциклопедия. M.: «Советская энциклопедия». -1967. Т 5. - С.802-803.

11. Минатом / Материалы/ Цементирование радиоактивных отходов. Федеральное агенство по атомной энергии. Атоминформ. Обращение с радиоактивными отходами. Итпернетсообщение www. radwaste. ru/News/Main/view?id=3102

12. Баринов А., Варлаков А. Совершенствование технологии цементирования радиоактивных отходов в ГУЛ МосНПО "Радон". Интернетсообщение www.radon.ru/moscow/cement.htm).

13. Верещинский В.И., Пикаев А.К. Введение в радиационную химию.- М.: Издательство АН СССР, 1963. 407 с.

14. Житников Ю.З. и др. Определение пористости бетонов / Житников Ю.З., Можегов Н.А., Матросова Ю.Н. М.: Измерительная техника. - 2002. - №3. -С.54-57.

15. Бушуев A.B. и др. Экспериментальные исследования радиоактивной загрязненности графитовых кладок реакторов Сибирского химического комбината / Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Зубарев В.Н., Качановский А.Е.,

16. Свойства конструкционных материалов на основе углерода . Справочник под редакцией СоседоваВ.П. М.: Металлургия, 1975.

17. Сибирский химический комбинат. Радиационный паспорт на графитовую кладку ПУГР «И-1» СХК. г. Северск, 1997.

18. Разработка концепции обращения с облученным графитом и его утилизация при выводе АЭС из эксплуатации: Отчет / РНЦ "КИ", М.: 2003.

19. Управление отходами, содержащими тритий и углерод-14 / Пер.ст. Management of waste containing tritium and carbon-14. IAEA, Technical Reports Sériés no 421, IAEA, Vienna, 2004, 120c.

20. Александров В.П. Концепция обращения с реакторным графитом при снятии АЭС с эксплуатации. Отчет / M.: 1992. - 111 с.

21. Проблемы снятия с эксплуатации энергоблоков первой очереди Белоярской АЭС. Екатеринбург: Изд-во Российской Академии наук, Уральское отделение., 1994.

22. Полуэктова Г.Б. и др. Обработка и удаление радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности зарубежных стран/ Полуэктова Г.Б.,Смирнов Н.Д., Соколова И.Д. Обзор ЦНИИАТОМ-Информ.М: 1990 г. С 588.

23. Факторы, учитываемые при выводе из эксплуатации наземной ядерной реакторной установки / Пер.ст.: Factors relavant to the decommissioning of land-based Nucl. Reac. Plant. IAEA Safety sériés №52. IAEA, Vienna, 1980.

24. Методология и технология вывода из эксплуатации ядерных предприятий / Пер.ст.: Metodology and Technology of decommissioning nuclear facilites. IAEA Technical reports series №267. IAEA, Vienna, 1986.

25. Рубулевский В.П. и др. Радиоактивный углерод в биосфере. Под ред. дтн Туркина А.Д. // В.П. Рубулевский , С.П. Голенецкий, Г.С. Кирдин . М.: Атомиздат, 1979. - 250 с.

26. Методы обработки и удаления радиоактивных отходов в Великобритании. Атомная техника за рубежом 1982 N2, стр. 27-33

27. Управление отходами ядерного графита. Труды совещания технического комитета Пер. ст. Nuclear Graphite Waste Management. Proceedings.Technical Committee Meeting held in Manchester, UK, 18-20 Oct. 1999 Full-text of 17 articles.

28. ПЛ. Платонов и др.// П.А. Платонов, У.В. Бурлаков, О.К.Чугунов и др. Расчетно-экспериментальное исследование энергии Вигнера и физических свойств графитовых блоков-вытеснителей каналов СУЗ реактора РБМК. Атомная энергия 94(4) (апрель 2003), стр.270-283

29. П.А.Платонов, О.К.Чугунов. Оценка ресурса графитовых вытеснителей каналов СУЗ энергоблоков Ленинградской АЭС с целью продления срока их службы. Отчет ФГУ РНЦ "Курчатовский институт". М.: 2006,

30. П.А.Платонов, О.К.Чугунов. Исследование запасенной энергии Вигнера во втулках и кольцах каналов СУЗ 1-го энергоблока КуАЭС. Исследование физико-механических свойств графита. Отчет / ФГУ РНЦ "Курчатовский институт". М.: 2005.

31. Моделирование кинетики выделения энергии Вигнера в графите / Пер. ст. Kelly В.Т. Modelling of the kinetics of release of wigner energy in graphite. UKAEA Report NRL-R-2028(5), 1989.

32. Ерошков H.H., Цветков В.И. Проблемы обращения с радиоактивным графитом при снятии с эксплуатации ЯЭУ. СПбГТИ (технический университет), г. Санкт-Петербург. Интернетсообщение www.polar.mephi.ru/ru/conf/1999/Eroshov.html

33. Рудых С.А. Основные направления вывода из эксплуатации ядерных энергетических установок. ФГУП ГИ «ВНИПИЭТ». Иитеунетсообгцениеww.polar.mephi.ru/ru/conf/2004/te2004/econom/ruduh.html

34. В.С.Островский и др. Искусственный графит / В.С.Островский, Ю.С.Вергильев, В.И.Костиков и др. Москва «Металлургия» 1986 г.

35. П.А.Платонов, О.К.Чугунов. Исследование в горячих камерах кернов, высверленных из кладки 2-го энергоблока Ленинградской АЭС в период СПР 2004. Отчет, М.: 2004.

36. Коновалов Э.Е. и др. Переработка реакторного высокотемпературного графита в устойчивые карбидоксидные материалы саморапространяющимся высокотемпературным синтезом. // Атомная энергия. 1988. - т.84. - вып.З. -С.236-239.

37. Техническое задание 3.762 ТЗ на разработку и создание опытно-промышленной установки для СВС-кондиционирования высокотемпературных РАО графита Белоярской АЭС нештатного хранения. М: ФГУП НИКИЭТ им.Н.А.Доллежаля, 2003, 31с.

38. Вывод из эксплуатации ядерно-энергетических установок / Пер.ст. White I.F. Decommissioning of nuclear power plants. In: Proc. of European Conf. Luxemburg 22-24 May 1974, C.327-342.

39. Санжаровский A.T.,Епифанов Г.И Внутренние напряжения в покрытиях. Исследование нормальных внутренних наряжений в пленках нитроцеллюлозы. ВМС том III, №11 ,1961.

40. Санжаровский А.Т.,Епифанов Г.И Исследование процесса формирования механических свойств полимерных покрытий и внутренних напряжений в них. ДАН 1962 142 №2 с 403.

41. Процесс стабилизации / отверждения для смешенных отходов / Пер.ст. Stabilization/ Solidification Process for Mixed Waste. US: FRA 402-R-014. DOE US. (-June 1996).- P. 82

42. Чарлзби А. Ядерные излучения и полимеры. М.: Издательство иностранной литературы, 1962. - 522 с.

43. Своллоу А. Радиационная химия органических соединений М.:Изд. иностранной литературы, 1963. - 396 с.

44. Никитина Т.С. и др. Действие ионизирующих излучений на полимеры / Никитина Т.С., Журавская Е.В., Кузьминский А.С. -М.: Государственное научно-техническое издательство химической литературы, 1959.

45. Болт Р., Кэрролл Дж. Действие радиации на органические материалы. М.: Атомиздат, 1965.

46. Х.Ли, К.Невилл. Справочное руководство по эпоксидным смолам. -М.: "Энергия", 1973.-415 с.

47. Остер-Волков и др. Эпокси-фурановые смолы и некоторые их свойства / Остер-Волков, Мухаммедов, Журавлева. М.: Пластические массы. 1963. - №9. -С. 52.

48. Чернин И.З. и др. Эпоксидные полимеры и композиции/ Чернин И.З., Смехов Ф.М., Жердев Ю.В.—1982 г. с.232.

49. Заявка №1572412, G21 F9/30 (Великобритания) "Способ обработки ТРО"

50. В.В., Путляева И.Е. Мастики, Полимербетоны и полимерсиликаты. М.: Стройиздат. -1976 224 с/

51. Санжаровский А.Т. Методы определения механических и адгезионных свойств полимерных покрытий // Наука. 1971. - 290 с.

52. Санжаровский А.Т. Физико-механические свойства полимерных и лакокрасочных покрытий //Химия. 1978. - 183 с.

53. Санжаровский А.Т. ДАН 1960 т135 №1 Методы расчета внутренних напряжений в полимерных и лакокрасочных покрытиях.

54. Каргин В.А., Соголова Т.И. Влияние молекулярного веса пленкообразующих веществ, растворителей и пластификаторов на напряжения в лаковых покрытиях. М: Химическая промышленность №5, 1957.

55. Санжаровский А.Т.,Епифанов Г.И . Внутренние напряжения в покрытиях. Исследование внутренних напряжений в пленках желатины и ацетилцеллюлозы, нанесенных на твердые подложки. ВМС дом II, №11, i960

56. Дерягин Б.В., Кротова Н.А., Смилга И.П. Адгезия твердых тел. М: Наука, 1973.

57. Григорьева Г.М., Звягина К.Н., Левин Б.А. Полупроводниковые детекторы для измерений мощности дозы гамма-излучения. Отчет ИАЭ, Инв. №35.2/187. -1984.

58. Ухин Н.А., Левин Б.А., Лобанов Н.С. Научно-технический отчет РНЦ "КИ". Пространственные распределения мощности дозы гамма-излучения в облучательных камерах установки РХМ-у-20 Инв.35.2/301. -1995. 25 с.

59. Тагер А.А.Физико-химия полимеров.// М. Гос. Научно-техническое изд-во химлитературы. -1963. -528 с.

60. Горшкович Н.И. Универсальный вискозиметр Геплера. Б. Сов. Энциклопедия 1971, 5с 102.

61. Краткая химическая энциклопедия. Научное издательство "Советская энциклопедия". 1959 TI A-E. С583-586

62. Лобанов Н.С., Зиновьев O.A. Новые детекторы нейтронного, гамма- и рентгеновского излучений // Ж. ПТЭ 2002, №4, -С. 59-62.

63. Перельман В.И. Краткий справочник по химии. Под общей редакцией Некрасова . -1955

64. Чугунов O.K., Лобанов Н.С., «Исследование эксплуатационных свойств компаунда "Атомик". Отчет. РНЦ "КИ"» . Москва, 2000 г.

65. Принцип подбора матриц для включения высокоактивных отходов. Атомная энергия. Том 94, вып.5 май 2003 г.

66. Бушуев А.В., Озерков В.Н. Применение гамма-спектрометрии висследованиях по физике ядерных реакторов//. М. Энергоиздат, 1989. -С140.

67. Свидетельство о проверке источников гамма-излучения типа ОСТИ 13/99/20398.

68. Ю9. ГОСТ 29114-91 ОТХОДЫ РАДИОАКТИВНЫЕ. Метод измеренияхимической устойчивости отвержденных радиоактивных огсодов посредством

69. Technical Committee Meeting held in Manchester, TCM-Manchester. United Kingdom, 18-20 October 1999.

70. Штромбах Я.И., Карпухин В.И., Дубровин К.П., Красиков Е.А., Бирюков

71. А.Ю., Забусов О.О., Невзоров В.Н., Алексеев В.М. Определение параметроввзаимодействия водорода с облученным графитом применительно к проблеметритиевой безопасности термоядерного реактора ИТЭР. Отчет РНЦ " КИ", Москва, 1992 г.