Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной
и радиационной безопасности на 2016 - 2020 годы и на период до 2030 года»

Подробнее о программе

Решение проблемы обращения с радиоактивным графитом


05.04.2017

Фото: wikipedia.org /Alexey Danichev

Графит получил широкое применение в атомной промышленности и ядерной энергетике. Он использовался в реакторах в качестве замедлителя, конструкционного материала активной зоны, а также в качестве вмещающей матрицы ядерного топлива. Основное назначение графитовой кладки реактора на тепловых нейтронах состоит в замедлении быстрых нейтронов, рождающихся при цепной реакции деления ядер тяжёлых элементов.

На территории Российской Федерации в настоящее время работают 15 энергоблоков с уран-графитовыми реакторами.Остановлены и находятся в процессе вывода из эксплуатации или подготовки к нему 13 ПУГР, два блока с УГР АМБ-100 и АМБ-200 (Белоярская АЭС), реактор АМ (Калужская обл., г. Обнинск).

Проблемы по захоронению реакторного графита обусловленысодержанием в его составе долгоживущих радионуклидов и большим количеством накопленного реакторного графита (общий объем графитовых кладок и втулок УГР – 27 тыс. м3,суммарная масса графитовых кладок и втулок УГР РФ – 54 тыс. т).

Наиболее перспективным способом изоляции графита на время сохранения его потенциальной опасности является получение высокоустойчивого компаунда, содержащего облученный графит, методом изостатического горячего прессования в инертной атмосфере.

В 2016 г. в ходе выполнения научно-исследовательских работ по данной тематике были получены следующие данные:

  • проведено экспериментальное изучение природных материалов для использования в качестве шихты;
  • получены лабораторные образцы компаунда, содержащие необлученный реакторный графит;
  • изучены физико-химические свойства компаундов;
  • выданы предварительные рекомендации по составу и режимам получения компаунда для включения облученного графита.

На сегодняшний момент завершен открытый конкурсна право заключения государственного контракта на выполнение научно-исследовательской и опытно-конструкторской работы на тему «Способ получения высокоустойчивого компаунда, содержащего облученный графит в обеспечение мероприятия «Разработка и практическое использование при выводе из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов новых высокоэффективных технологий». Государственный контракт заключается с АО «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» (г. Северск, Томская обл.).

Целью работы является разработка технологии получения высокоустойчивого компаунда, содержащего облученный графит, методом изостатического горячего прессования в инертной атмосфере и оценка соответствия физико-химических характеристик компаунда критериям приемлемости.

Для реализации поставленной цели необходимо решение следующих задач:

  • конструирование и изготовление опытной установки для проведения испытаний с облученным реакторным графитом;
  • выдача предварительных рекомендаций по составу и режимам получения компаунда для включения облученного графита;
  • получение на опытной установке образцов компаунда с облученным реакторным графитом;
  • изучение физико-химических свойств компаундов, содержащих облученный графит;
  • разработка технологических решений, исходных данных и технического задания для создания пилотной установки горячего изостатического прессования облученного реакторного графита.

Работы будут выполняться в период с 2017 по 2019 гг.

Наверх
Обратная связь