No abstract

A mathematical model of the diffusion of radionuclides through engineered safety barriers is developed for 14 C in order to determine the long-term safety conditions and characteristics of a decommissioned commercial uranium-graphite reactor. Dry and wet mixtures and concrete are used as the barrier materials. Diffusion is studied as the dominant mechanism for the transport of the radionuclides. The 14 C concentration at the boundary between the radwaste storage site and the environment is determined computationally and the effect of the modeling conditions on the specifi c activity of the radionuclide is analyzed. The decomposition sequence of the safety barriers for which the 14 C concentration is much lower than the admissible value is determined.After being shut down and put into a nuclear-safe state, the AD commercial uranium-graphite reactor located on the territory of the Mining and Chemical Combine is to be decommissioned according to the variant of radiologically safe on-site disposal. This concept provides for the creation of the requisite additional protective barriers ensuring that the requirements of radiological safety barriers are met. According to this principle of protection, the existing and newly developed safety barriers are combined. The additional protective barriers presuppose that the voids in the reactor space and extra-reactor rooms are fi lled with dry and wet mixtures based on clayey rocks and the openings of the concrete reactor shaft and sub-reactor space are fi lled with concrete mixtures [1].After the decommissioning has been completed, atmospheric water can no longer penetrate through the multilayer barrier that will be created above the reactor shaft. For this reason, the cracks in the side walls of the near-reactor rooms and base of the concrete wall of the shaft will be the most likely path for water penetration. In the case of penetration through cracks in the walls, water will start to impregnate the dry clay rock and water will start to propagate through the fi lling near a crack, followed by advancement into bottom of the fi lling to the graphite masonry. Under these conditions, the radionuclides can migrate into the adjoining rock from the localization site by diffusion through the entire surface of the graphite masonry and engineered barriers.To evaluate the conditions and characteristics of long-term safety of a decommissioned reactor, it is helpful to develop a mathematical model of diffusion of radionuclides through engineering barriers for the example of 14 C. The fi nal result of long-term prediction is the activity at the exit of the engineered barriers. Such studies have been performed before for the example of other radionuclides and with a smaller number of safety barriers [2].The objectives of the present work were to model the 14 C concentration at the radwaste disposal site-ambient environment boundary in order to evaluate the environmental safety of an object and analyze the effect of its activity on the sequence of engineered barriers, the thickness of the m...

Актуальность исследования обусловлена необходимостью разработки новых инновационных неразрушающих технологий восстановления целостности и осушения барьеров безопасности на основе смеси природных глин, создаваемых при выводе из эксплуатации ядерно- и радиационно опасных объектов. Цель исследования: выявление физико-химических особенностей глиносодержащего барьерного материала, используемого при создании дополнительных барьеров безопасности при выводе из эксплуатации ядерно- и радиационно опасных объектов, а также разработка и апробация способа осушения таких барьеров электроосмотическим методом. Методы исследования: аналитическое и экспериментальное исследование электроосмотического эффекта, возникающего при осушении барьеров безопасности на основе смеси природных глин. Результаты. Показано, что используемые при выводе из эксплуатации ядерно- и радиационно опасных объектов барьерные материалы на основе бентонита способны сохранять свои уникальные противофильтрационные и противомиграционные свойства на протяжении всего времени потенциальной опасности объекта. Акцентировано внимание на то, что такие барьеры безопасности могут быть подвержены внешнему негативному воздействию (техногенному или природному), что приводит к частичному ухудшению их противофильтрационных и противомиграционных свойств. Доказано, что для восстановления целостности и работоспособности глиносодержащих барьеров безопасности целесообразно использовать методы, не приводящие к ещё большей деградации барьерного материала. Для этих целей предложено использовать электроосмотический метод, основанный на капиллярном движении влаги в электрическом поле. Указанный электроосмотический метод восстановления глиносодержащих барьеров безопасности позволяет концентрировать влагу возле одного из электродов, тем самым осушать прилегающую область глины. Показано, что эффективнее всего удаляется раствор, имитирующий грунтовые воды из пункта глубинного захоронения радиоактивных отходов. При напряжении 31,8 В и расстоянии между электродами 40 мм линейная скорость движения влаги составляет 2,5 мм/мин. Это позволяет полностью осушить глиносодержащий барьер безопасности, обводненный 70 мл раствора, в течение 7–8 часов. Выявлено, что в результате рекомбинации диссоциированных ионов солей и воды на электродах происходит прилипание, спекание и омоноличивание барьерного материала в приэлектродной области. Это позволяет удалить деградированный барьерный материал вместе с электродом. Установлено, что в области концентрирования влаги вблизи катода происходят химические реакции, результатом которых является выделение газообразных продуктов, что позволяет удалять жидкость без использования специальных средств в непрерывном режиме.

No abstract

No abstract