ПРОБЛЕМА ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНО ЗАГРЯЗНЕННЫМ ГРАФИТОМ ПРИ СНЯТИИ РЕАКТОРОВ С ЭКСПЛУАТАЦИИ

Гузеев Д.Г.

Санкт-Петербургский государственный технологический институт (Технический университет)


В связи с постоянным увеличением числа остановленных реакторов с графитовым замедлителем, все большую актуальность приобретает проблема обращения с радиоактивно загрязненным реакторным графитом. На сегодняшний день уже остановлено 5 блоков энергетических реакторов (в самых крупных из которых — РБМК-1000 — содержится около 2000 тонн графита в каждом блоке), более 10 промышленных и исследовательских реакторов. Удельная активность этого графита может достигать нескольких десятков Ки/т. Эта активность формируется за счет радионуклидов продуктов активации самого графита и находящихся в графите примесей: воды, железа, хлора и т.д., радионуклидов — продуктов деления ядерного топлива, а также урана, плутония, трансурановых элементов. При нормальной, неаварийной эксплуатации реактора определяющими являются радионуклиды первой группы, наиболее значимый из которых 14С.

Необходимо разработать надежную технологию обращения с реакторным графитом. На сегодняшний день наиболее целесообразно ориентироваться на его длительное безопасное хранение. При этом недопустимо образование мелкодисперсной радиоактивной графитовой пыли и не должно происходить выхода радионуклидов в окружающую среду в случае возможного контакта с водой или при термовоздействии. Очевидно, чтобы выполнить эти требования необходимо создать определенный инженерный барьер, препятствующий выходу активности из блока.

В данной работе проведены исследования с целью подбора оптимального материала для создания подобного барьера. Рассмотрен следующий ряд материалов: медь, цемент, фторопластовый лак и эпоксиакриловая композиция. При оценке основными критериями являлись влагостойкость, химическая и термическая стойкость. По результатам эксперимента наилучшим из указанной группы.