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.

Актуальность работы обусловлена необходимостью выбора эффективных подходов и новых инновационных барьерных материалов, обладающих противофильтрационными и противомиграционными свойствами, для локализации последствий аварии радиационно опасных объектов. Цель: обзор возможности использования отечественных технологий по локализации радионуклидов внутри пунктов размещения радиоактивных отходов и ядерных материалов (кориума) для решения проблемы миграции радионуклидов на АЭС «Фукусима-Дайити». Методы: математическое моделирования процесса миграции радионуклидов из активной зоны разрушенных энергоблоков атомной электростанции «Фукусима-Дайити» (АЭС «Фукусима-Дайити») через глиносодержащие барьеры безопасности. Результаты. Рассмотрена возможность использования барьерных материалов для локализации последствий радиационных аварий. На основе положительного отечественного опыта предложено использование барьеров безопасности на основе глинистых композиций и гелеобразующих растворов для предотвращения подземной миграции радионуклидов из разрушенных энергоблоков в окружающую среду. В качестве примера такой ситуации выбрана произошедшая 11 марта 2011 г. авария на АЭС «Фукусима-1», которая в настоящее время является объектом для отработки технологий и подходов ликвидации аварий. В работе описаны основные источники радиоактивного загрязнения, образованные в результате аварии на АЭС «Фукусима-Дайити» и распространяющиеся грунтовыми водами, дождевыми потоками и охлаждающей водой, которую закачивают в поврежденные активные зоны. Выявлены недостатки использующейся системы барьеров безопасности, основанной на заморозке грунтов. На основе положительного отечественного опыта предложено использование глиносодержащих барьеров безопасности для предотвращения миграции радионуклидов из разрушенных энергоблоков в океан. Для этих целей рассмотрены такие природные материалы, как вермикулит, перлит, цеолит, шунгит, и определены их сорбционные характеристики. Представлены результаты математического моделирования процесса миграции наиболее мобильных радионуклидов (Pu, Cs, Sr, U) через барьерные материалы из глины. Показана возможность использования барьера безопасности на основе смеси глин. При этом ширина такого барьера не превышает 3,7 м (определяется скоростью миграции урана). Общий объём глиносодержащего барьерного материала, необходимого для предотвращения миграции радионуклидов, составляет ~145900 м3. Для замедления миграции трития предложен противофильтрационный барьер на основе гелеобразующего раствора. В качестве геля возможно использование специальных растворов, содержащих продукты разложения геологических пород ийолит-уртитовой группы. В результате разложения в растворе образуются щелочноземельные, переходные и щелочные элементы, ионы Al и H4SiO4. Предлагается использовать указанный гель путем его инжекции вокруг энергоблоков АЭС «Фукусима-Дайити». Это позволит полимеризировать ортокремневую кислоту, что приведёт к адсорбции катионов Ca, Mg, Fe и гидратированного алюминия.