Зазначено, що новітні композитні матеріали, розроблені з використанням збідненого урану, дозволяють фабрикацію контейнерів для транспортування та сховища відпрацьованого ядерного палива (ВЯП), які є значно меншими за розмірами та масою у порівнянні з контейнерами, що існують зараз. Одним із цих матеріалів є композитна суміш, що складається з диоксиду збідненого урану та бетону, так званий DUCRETETM. Наведено результати розрахунків ефективності радіаційного захисту DUCRETE в порівнянні з типовим контейнером, виготовленим із звичайного бетону, в якому знаходиться 32 паливних збірки легководневого реактора. Під час розрахунків оболонку з бетону замінено на DUCRETE. Відповідну товщину захисту підібрано таким чином, щоб потужність дози випромінювання на поверхні була такою самою, а саме 200 мбер/год. Виявлено, що у цьому випадку товщина захисної оболонки зменшується з 71 до 20 см, а площа перерізу - приблизно на 50 %. Зменшення маси дорівнює приблизно 21 %, з 154 до 127 т. За наявності додаткового зовнішнього шару, що складається з паливних збірок, кількість цих збірок можна збільшити з 32 до 52. Навіть у цьому випадку зовнішній діаметр контейнера зменшується з 169 до 137 см. Однак у цьому разі збільшується й маса контейнера, з 156 до 177 т. Потужність дози на поверхні контейнера, що відповідає нейтронному випромінюванню, становить приблизно 10 % від дози гамма-випромінювання. Наведені переваги у зменшенні розмірів і маси суттєво вплинуть на конструювання контейнерів ВЯП наступного покоління.

Індекс рубрикатора НБУВ: Л362.2 н63 + Р126 + П008

Рубрики:

Виробництво урану-233 і регенерація торію

Радіаційна гігієна

Сільськогосподарська екологія

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Розроблено метод синтезу функціоналізованих олігомерів на основі етилендіамінотетраоцтової кислоти як комплексоутворювачів урану. Вивчено їх ефективність під час видалення урану з модельних розчинів та рідких радіоактивних відходів. Встановлено оптимальні умови використання комплексоутворювачів - співвідношення олігомер:уран, концентрацію урану, фонових електролітів і pH розчинів.

Індекс рубрикатора НБУВ: Л362.2 н63

Рубрики:

Виробництво урану-233 і регенерація торію

Шифр НБУВ: РА396683 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: Л362.2 + Н761.104

Рубрики:

Виробництво урану-233 і регенерація торію

Очищання води

Шифр НБУВ: Ж100480 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Висвітлено актуальні питання зниження радіаційної небезпеки на радіаційно-забруднених територіях промислового майданчику «Сухачівське» колишнього уранового виробництва ВО ПХЗ на основі проведення разових та систематичних досліджень та аналізу радіаційної обстановки на хвостосховищах «Сухачівське» - 1 секція, «Сухачівське» - 2 секція, «Лантанова фракція», що розташовані між населеними пунктами м. Дніпро та м. Кам'янка; впливу різноманітних ДІВ на формування сумарної дози опромінення основного та залученого персоналу; радіаційної оцінки впливу негативних наслідків для робітників охорони ДП «38 ВІТЧ»; удосконалення системи вхідного / вихідного радіаційного контролю на КІШ та тілі РНО. Встановлені закономірності зміни радіаційної небезпеки на маршрутах руху робітників охорони ДП «38 ВІТЧ», залежно від пори року, погодних і кліматичних умов. Вперше запропоновано розподіл всіх робітників основного та залученого персоналу на п'ять кваліфікаційних груп, з урахуванням розрахованої очікуваної величини сумарної дози опромінення за рік, залежно від обов'язків покладених на робітників.

Проведено аналіз сучасних публікацій, у т.ч. авторських, присвячених дослідженню процесів формування нанорозмірних мінеральних фаз на поверхні розділу бентонітового буферу, мінеральний склад якого містить переважно монтморилоніт (70 - 90 мас. %), і сталевого контейнеру в умовах геологічного сховища радіоактивних відходів. Розглянуто зміни фізико-хімічних умов, мінералогічних, геомеханічних і гідравлічних властивостей бентоніту під час експлуатації та закриття геологічного сховища, що можуть призвести до зниження ізолюючих властивостей буфера. Уваги потребує аналіз процесів, які відбуватимуться на межі розділу бентонітового буферу та сталевого контейнера. Показано, що формування на поверхні сталі зародкових структур Green Rust і феригідриту та їх фазові перетворення на сорбційноактивні фази оксигідроксидів та оксидів феруму може стати додатковим механізмом фіксації мобільних форм радіонуклідів і переведення їх в менш мобільний і токсичний стан шляхом відновлення. У разі контакту насиченого грунтовими водами бентонітового буферу з поверхнею сталі мінералогічні зміни бентоніту спрямовані на процеси сапонітизації та бейделітизації. В той час, як сапонітизація не є критичною для ізолювальних властивостей буферу внаслідок здатності сапоніту до набухання, а часткове або повне утворення бейделіту суттєво погіршує ізоляційні властивості буферу. Одним із головних процесів, який може стати критичним для ізоляційних властивостей бентоніту, є ілітизація монтморилоніту, швидкість якої залежить від температури, хімічного складу водного середовища (значення рН і концентрації лужних катіонів, особливо, K+), ступеня насиченості бентоніту водою та співвідношення дисперсної фази та дисперсійного середовища. В той час, як прогнозна оцінка свідчить про неможливість ілітизації буфера внаслідок недостатньої температури на поверхні бентоніту, використання сторонніх будівельних матеріалів, зокрема, цементів, може зсунути рівновагу та призвести до перетворення бентоніту на іліт. Підкреслено необхідність проведення комплексних експериментальних досліджень, які нададуть змогу спрогнозувати довгострокову стабільність бентонітового буфера в умовах існування геологічного сховища з урахуванням мінералого-геохімічних процесів, викликаних корозією сталевого контейнера.