alternativeАльтернативная энергетика и экология (ISJAEE)Alternative Energy and Ecology (ISJAEE)1608-8298Международный издательский дом научной периодики "Спейс10.15518/isjaee.2016.13-14.062-071alternative-771Research ArticleЭКОЛОГИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ЭНЕРГЕТИКИENVIRONMENTAL ASPECTS OF ENERGYОЦЕНКА ВОЗМОЖНОСТИ ДЛИТЕЛЬНОЙ КОНСЕРВАЦИИ ОБЛУЧЕННЫХ КОНСТРУКЦИОННЫХ ЭЛЕМЕНТОВ ИЗ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВЫХ РЕАКТОРОВESTIMATION OF LONG CONSERVATION POSSIBILITY OF IRRADIATED CONSTRUCTIONAL ELEMENTS WITH ZIRCONIUM ALLOY DURING DECOMMISSIONING OF URANIUM-GRAPHITE REACTORПавлюкА. О.PavliukA. O.

канд. физ.-мат. наук, начальник лаборатории, Национальный исследовательский Томский политехнический университет

Ph.D. (physics and mathematics), the Head of laboratory, National Research Tomsk Polytechnic University

КотляревскийС. Г.KotlyarevskyS. G.

инженер, Национальный исследовательский Томский политехнический университет

engineer, National Research Tomsk Polytechnic University

БеспалаЕ. В.BespalaE. V.

аспирант, Национальный исследовательский Томский политехнический университет

postgraduate, National Research Tomsk Polytechnic University

bespala_evgeny@mail.ruЗахароваЕ. В.ZakharovaE. V.

канд. хим. наук, Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина РАН

Ph.D. (chemistry), A.N. Frumkin Institute of Physical chemistry and Electrochemistry of RAS

zakharova@ipc.rssi.ruВолковаА. Г.VolkovaA. G.

канд. хим. наук, Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина РАН

Ph.D. (chemistry), A.N. Frumkin Institute of Physical chemistry and Electrochemistry of RAS

ЕрмолаевВ. М.ErmolaevV. M.ПрошинИ. М.ProshinI. M.АО «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» д. 13, ул. Автодорога, Северск, Томская обл., 636000, Россия тел.: +7(3823)90-11-11РоссияJSC “Pilot and Demonstration Center for Uranium-Graphite Nuclear Reactor Decommissioning” 13, Avtodoroga str., Seversk, Tomsk region, 636000, Russia tel.: +7(3823)90-11-11Russian FederationИФХЭ РАН им.А.Н. Фрумкина д. 40, ул. Обручева, М осковская область, М осква, 117342, Россия тел.: +7(495)333-70-56РоссияFrumkin Institute of Physical Chemistry and Electrochemistry RAS 40 Obrucheva str.,Moscow, 117342, Russia tel.: +7(495)3337056Russian Federation201617082016013-146271Copyright © Международный издательский дом научной периодики "Спейс, 20162016Международный издательский дом научной периодики "СпейсМеждународный издательский дом научной периодики "Спейсhttps://www.isjaee.com/jour/about/submissions#copyrightNoticehttps://www.isjaee.com/jour/article/view/771

Для оценки безопасности обращения с конструкционными элементами из циркониевых сплавов, использовавшихся для изго товления техно логических каналов в реакторах типа РБМК (реактор большой мощности канальный) и промышленных уран-графитовых реакторах (ПУГР), исследован радионуклидный состав и уровень загрязнения облученного циркониевого сплава (Э110) остановленного ПУГР, прочность фиксации радионуклидов и задерживающие свойства барьерного материала из смеси глин, применяемых АО «ОДЦ УГР» по отношению к радионуклидам, идентифицированным в сплаве. Отхо ды из облученного сплава циркония (1 ÷ 1,5 % масс. ниобия) со держат про дукты активации: 93mNb, до лгоживущие радионуклиды 94Nb и 93Zr. В сплаве также присутствуют 60Co, 137Cs, 90Sr. В хо де экспериментов не зафиксировано выщелачивания радиоизотопов ниобия и циркония из сплава Э110, значимые скорости выщелачивания наблюдались то лько для 60Co и 137Cs, присутствующих в отложениях, ко торые образовались на внутренней поверхности технологических каналов. Определено, ч то сорбционные свойства барьерного материала на основе смеси природных глин, испо льзуемого при создании пункта долговременной консервации графитовой кладки промышленных уран-графитовых реакторов, обеспечивают локализацию радионуклидов в случае их выхо да из облученного сплава циркония в материал барьера, так как присутствующие радионуклиды эффективно сорбируются барьерным материалом.

The paper deals with the constructional elements from zirconium alloys used for manufacturing of technological channels in High Power Channel-type Reactors and Industrial Uranium-Graphite reactors. For estimation of safety handling with constructional elements with zirconium alloys, the paper investigates radionuclide composition, contamination level o f the irradiated zirconium alloy (E110), reliability of radionuclides fixing and impeding properties of a barrier material from mix o f clay in relation to the radionuclides identified in an alloy. Waste with irradiated zirconium alloy (1-1,5% mas. niobium) contain neutron-activation product: 93mNb and long-life rad ionuclides 94Nb and 93Zr. Also there are 60Co, 137Cs, 90Sr and actinides in the alloy. During experiment leaching of zirconium and niobium isotopes from alloy E110 were not detected. Significant rates of leaching were observed only for 60Co and 137Cs, which were in residues on internal surface of technological channels. It was proved, that sorptive properties of clay-content material, which used to during creating of placement of long-term conservation of Industrial Uranium-Graphite reactors graphite stack, provide localization of radionuclides in case of it outcrop in a barrier material from the irradiated alloy of zirconium. It occurs because radionuclides are sorbed by a barrier material.

облученный сплав циркониявывод из эксплуатацииглиносодержащий материалбарьеры безопасностиизотопы циркония и ниобиявыщелачиваниесорбцияirradiated zirconium alloydecommissioningclay-content materialman-made safety barrierszirconium and niobium isotopesleachingsorptionReferencesEspartero A.G., Suarez J.A., Rodriguaez G. Radiochemical analysis of 93Zr // Applied Radiation and Isotopes. 2002. Vol. 56, P. 41–46.Espartero A.G., Suarez J.A., Rodriguaez G. Radiochemical analysis of 93Zr. Applied Radiation and Isotopes, 2002, vol. 56, pp. 41–46 (in Eng.).Парфенов Б.Г., Герасимов В.В., Венедиктова Г.И. Коррозия циркония и его сплавов. М.: Атомиздат. 1967.Parfenov B.G., Gerasimov V.V., Venediktova G.I. Korroziâ cirkoniâ i ego splavov. Moscow: Atomizdat Publ., 1967 (in Russ.).Ластман Б., Керзе Ф. Металлургия цир кония. М.: Изд-во иностр. лит., 1959.Lastman B., Kerze F. Metallu rgiâ cirkoniâ. Moscow: Izd-vo inostr. lit. Publ., 1959 (in Russ.).Hacker M., Properties of Reaсtor Materials and Effects of Radiation damage. Butterworths, 1962.Hacker M., Properties of Reastor Materials and Effects of Radiation damage. Butterworths, 1962 (in Eng.).Бардина Н.Г., Луковцев П.Д. Кинетика электро химических процессов на окисленных электродах // Ж. физ. химии, 1963. Т. 37. С. 268–271.Bardina N.G., Lukovtsev P.D. Kinetika èlektrohimičeskih processov na okislennyh èlektrodah. Ž. fiz. himii, 1963, vol. 37, pp. 268–271 (in Russ.).Hаскerman N., Сесil О.В. The Electrochemical Polarization of Zr in Neutral Salt Solution // J. Electrochem. Soc. 1954. Vol. 101. P. 419–425.Haskerman N., Sesil O.V. The Electrochemical Polarization of Zr in Neutral Salt So lution. J. Electrochem. Soc., 1954, vol. 101, pp. 419–425 (in Eng.).Adler Flitton M.K., Yoder T.S. Long-Term Underground Corrosion of Stainless Steels. Inl/con-06-11963 preprint NACE. March, 2007.Adler Flitton M.K., Yoder T.S. Long-Term Underground Corrosion of Stainless Steels. Inl/con-06- 11963 preprint NACE. March, 2007 (in Eng.).Adler Flitton M.K., Yoder T.S. Long Term Corrosion/Degradation Test First Year Results. INEEL/EXT-99-00678, Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, Bechtel BWXT Idaho, LLC, Idaho Falls, Idaho.Adler Flitton M.K., Yoder T.S. Long Term Corrosion/ Degradation Test First Year Results. INEEL/EXT-99-00678, Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, Bechtel BWXT Idaho, LLC, Idaho Falls, Idaho (in Eng.).Adler Flitton M.K., Yoder T.S. Long Term Corrosion/Degradation Test Third-Year Results. INEEL/EXT-01-00036, Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, Bechtel BWXT Idaho, LLC, Idaho Falls. 2001.Adler Flitton M.K., Yoder T.S. Long Term Corrosion/ Degradation Test Third-Year Results. INEEL/EXT-01-00036, Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, Bechtel BWXT Idaho, LLC, Idaho Falls. 2001 (in Eng.).Mizia R.E., Adler Flitton M.K., Yoder T.S. Underground Corrosion of Activated Metals in an Arid Vadose Zone Environment. INEEL/CON-01-01450 PREPRINT. April, 2002.Mizia R.E., Adler Flitton M.K., Yoder T.S. Underground Corrosion of Activated Metals in an Arid Vadose Zone Environment. INEEL/CON-01-01450 PREPRINT. April, 2002 (in Eng.).Kay M., Adler Flitton M.K., Yoder T.S. Twelve Year Study of Underground Corrosion of Activated Metals // NACE International Corrosion Conference and Expo —March, 2012.Kay M., Adler Flitton M.K., Yoder T.S. Twelve Year Study of Underground Corrosion of Activated Metals. NACE International Corrosion Conference and Expo — March, 2012 (in Eng.).Михайловский Ю.Н. Исследование электро химических процессов почвенной коррозии металлов: Дис. на соиск. ученой степени канд. хим. наук. М.: ИФХ А Н СССР, 1957.Mihailovsky Yu.N. Issledovanie èlektrohimičeskih processov počvennoj korro zii metallov: Ph.D. (chemistry) diss. Moscow: IFH AN USSR, 1957 (in Russ.).Izmestiev A., Pavliuk A., Kotlyarevsky S. Application of void-free filling technology for additional safety barriers creation during uranium-graphite reactors decommissioning // Advanced Materials Research. 2015. Vol. 1084. P. 613–619.Izmestiev A., Pavliuk A., Kotlyarevsky S. Application of void-free filling technology for additional safety barriers creation during uranium-graphite reactors decommissioning. Advanced Materials Research, 2015, vol. 1084, pp. 613–619 (in Eng.).Марей А.Н. Санитарная охрана водоемов. М.: Атомиздат, 1976.Marey A.N. Sanitarnaâ ohrana vodoemov. Moscow: Atomizdat Publ., 1976 (in Russ.).

The authors declare that there are no conflicts of interest present.