Таким образом, следует сделать вывод, что экстракционная система на основе универсальной экстракционной смеси может быть использована для группового разделения ТПЭ и РЗЭ.

Работа в этом направлении будет продолжена в качестве дипломной работы.

ИССЛЕДОВАНИЕ ОБЕЗВРЕЖИВАНИЯ СМЕШАННЫХ

ОРГАНИЧЕСКИХ ОТХОДОВ, СОДЕРЖАЩИХ РАДИОНУКЛИДЫ, В КАТАЛИТИЧЕСКИ АКТИВНЫХ РАСПЛАВАХ

Институтом катализа СО РАН совместно с НГПИИ ВНИПИЭТ, ОАО НЗХК и СХК разработана технология экологически безопасного обезвреживания трибутилфосфата (ТБФ), загрязненного изотопами урана, в псевдоожиженном слое катализатора с последующей эффективной очисткой отходящих газов от газообразных и твердых примесей.

Эксперименты по окислению ТБФ проводились на лабораторной установке, состоящей из насоса для подачи отходов, реактора с расплавом, содержащий в верхней части расширитель для уменьшения брызгоуноса; теплообменника, предназначенного для охлаждения парогазовой смеси, выходящей из реактора до температуры 40 0С, с линией слива сконденсированной воды и отбора проб на анализ; дожигателя, снабженного блочным катализатором и предназначенного для каталитического низкотемпературного дожигания следов органических соединений и СО в отходящих газах; панели управления. Опыты по окислению смешанных органических отходов в расплавах проводились с использованием модельного экстрагента, представляющего собой 30 % раствор ТБФ в углеводородном растворителе, содержащий 300 мг/л урана в виде уранил-нитрата с использованием в качестве расплава карбонатной эвтектики Li2CO3 –K2CO3 (1:1 по массе).

Исследования показали, что при температуре проведения процесса 800 оС и степени превращения выше 90,0 % ТБФ нестоек к воздействию окислителей. Это, по-видимому, связано с быстрой стадией отщепления и связывания фосфорной кислоты в щелочном расплаве и высокой реакционной способностью образующихся при разложении ТБФ кислородсодержащих соединений (бутанол) или олефинов (бутен). Вероятнее всего, основной путь окисления органических веществ в карбонатных эвтектиках определяется каталитическим действием пероксидных ионов, образующихся в расплавах карбонатов в присутствии кислорода при высокой температуре.

Анализ конденсата на содержание ТБФ показал, что его содержание находится ниже предела обнаружения. Содержание неорганического фосфора и урана в конденсате также не превышало 2 на ЦВА нет, однако их присутствие в растворе проявляется на кривых через образование фазы U4O9. Её следовые количества обнаруживали после длительного электролиза при Еос= –0,9 В. Вклад последнего процесса в общий ток несущественен и не учитывался в кинетических расчётах.

Для выяснения обратимости электродных процессов, соответствующих катодным пикам тока, и для расчёта их кинетических параметров были использованы известные диагностические критерии и математические соотношения [1]. Также нами было предложено выражение, позволяющее рассчитать константу предшествующей химической реакции псевдо-первого порядка в рамках одной вольтамперометрии.

Полученные при Т=1243 К результаты суммированы в таблице.

Первый катодный пик тока при потенциале –1,09 В Коэффициент переноса заряда “” Константа скорости переноса заряда “К0fh” при нуле- 1,5 10- Коэффициент диффузии иона UО22+ “D” Предшествующая хим. реакция: [UO2(MoO4)2]2-(р) Её константа равновесия “К” Константа скорости в прямом направлении “k1” Константа скорости в обратном направлении “k2” Электродная реакция: [UО2(МоО4)2] (р) + Коэффициент переноса заряда “” 1. З. Галюс. Теоретические основы электрохимического анализа.

- М: Мир, 1974.- 552с.

СИНТЕЗ И ИССЛЕДОВАНИЕ ФОСФАТОВ РЗЭ И ЖЕЛЕЗА

Рентгенограммы проиндицированы в пр.гр. R 3, структурный тип NZP. Параметры ячеек, рассчитанные в ряду от Ce до Yb, изменяются: а от 8.775 до 8.843, с от 23.29 до 22.58, V от 1553 3 до 1529 3. C увеличением порядкового номера РЗЭ наблюдается уменьшение параметра c, что обусловлено явлением лантаноидного сжатия, и связанное с уменьшением c увеличение параметра a. Фосфат железа Fe0.33Zr2(PO4)3 индицирован в структурном типе скандия вольфрамата SW, моноклинное искажение пр. гр. P21/n. Параметры ячейки: a = 12.43, b = 8.952, c = 8.82, V = 981 3. С привлечением литературных сведений проведен сравнительный анализ кристаллохимических данных по фосфатам вида TхZr2(PO4)3, где T - 1-, 2-, 3-валентные элементы.

Выявлено существование двух структурных типов, характерных для подобных соединений, несмотря на большое разнообразие катионов в позиции М1. Для катионов малого размера, таких как Li, Mg, Mn, Co, Ni, Zn, Sc, Fe (радиусы катионов меняются в пределах от 0.55 до 0.75 ), характерен структурный тип SW, моноклинное искажение пр.гр. P21/n. Для катионов большего размера - Na, K, Rb, Cs, Ca, Sr, Ba, Cd, La, Ce - Yb, Bi (радиусы в пределах от 0.87 до 1.67 ) - структурный тип NZP, пр.гр. R 3 с (позиции М1 полностью заняты) или пр.гр.R 3 (в позициях М имеются вакансии). Размерный фактор являлся главным для реализации установленных структурных модификаций в обсуждаемых фосфатах каркасного [Zr2(PO4)3]3 - типа.

АНАЛИЗ ВОЗМОЖНЫХ МЕТОДОВ ОЧИСТКИ

ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ОТ

ОКСИДОВ СВИНЦА ПРИМЕНИТЕЛЬНО К

КОНКРЕТНЫМ УСЛОВИЯМ КОНТУРА БРЕСТ-ОД-

В представленном докладе отражены теоретический анализ и результаты экспериментальных исследований по проблеме очистки свинцового теплоносителя применительно к реакторной установке БРЕСТ-ОД-300. В докладе предложен способ определения диапазона оптимальных размеров пузырей при очистке контура от оксидов свинца. Были рассчитаны и построены графические зависимости скорости всплытия от размера пузырей по ф.

Стокса, Рыбчинского-Адамара и по формуле, представленной Левичем. Одновременно, на график условно нанесены значения всплытия газа при подаче газа на барботаж сплава свинец-висмут через сопло истечения 1-3 мм и высотах столба сплава до 1 мм. С точки зрения кинетики процесса очистки восстановление оксидов свинца водородом существенное значение имеет площадь контакта восстановителя и очищаемого металла. Представлен график зависимости суммарной поверхности газовых пузырей от их усредненного радиуса при различных объемных газосодержаниях в объеме контура БРЕСТ-ОД-300. В докладе представлен обзор методов и устройств ввода газовой компоненты в объем свинца.

Анализировались методы ввода газа в контур из баллонов. Более предпочтительным является подача газа компрессором в соответствующие точки контура. Анализировался также метод эжекции газа потоком свинца аналогично как в транспортных установках.

Достаточно перспективным, с точки зрения формирования оптимального размера пузырей, является ввод двухкомпонентного потока, формируемого вблизи свободной поверхности свинца в соответствующей части контура.В работе представлен результат анализа методов и устройств диспергеризации газовой смеси, вводимой в свинец реактора БРЕСТ. В качестве таких устройств рассматривались сопловые насадки различных типов. Рассматривались методы дробления устройствами с возвратнопоступательным и с вращательным движениями. Анализировались процессы дробления газовой фазы турбулентными пульсациями в потоке ТЖМТ в пристенной области. Эти процессы естественным образом реализуются в контуре реактора БРЕСТ в локальных местах с повышенными скоростями и развитыми поверхностями – в межтвэльных ячейках активной зоны в каналах трубной системы ПГ. Анализировалось также дробление пузырей турбулентными пульсациями в ядре потока ТЖМТ. Этот процесс наиболее полно реализуется в контуре БРЕСТ в проточной части центробежных насосов. Авторами доклада был рассмотрен способ формирования мелкодисперсной газовой фазы ультразвуком.

Анализ показал принципиальную возможность применения этого метода с использованием магнитно-стрикционных или других излучателей, а также вибраторов, с введением их активных элементов вблизи границы раздела свинец-газ в корпусе блока. В заключение доклада представлены предварительные рекомендации в оптимальном месторасположении мест для ввода восстановительной газовой смеси:

- участок входа в а.з. с размещением нескольких чехловых труб, в которые вставляются трубы подвода газа;

- четыре участка на входе свинца в каждый ПГ;

- четыре участка на входе свинца в каждый циркуляционный насос, а также рекомендованы для дальнейшей экспериментальной проработки устройства диспергеризации газовой смеси, вводимой в ТЖМТ – сопловые насадки, как наиболее простые конструкции.

ПРИМЕНЕНИЕ БИОЦИДНЫХ МАТЕРИАЛОВ КЛАССА

ПОЛИГЕКСАМЕТИЛЕНГУАНИДИНОВ ПРИ

ЦЕМЕНТИРОВАНИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ.

Органическая составляющая радиоактивных отходов, попадая в цементный блок, гидролизуется под воздействием щелочной реакции цементного раствора и становится субстратом различной микробной флоры, которая впоследствии приводит к снижению необходимых технических характеристик цементного камня, и, в конечном итоге, к сравнительно быстрому разрушению основного барьера на пути выхода радионуклидов в окружающую среду.

Для предотвращения биологической коррозии цементного компаунда, содержащего радиоактивные отходы, предлагается использовать биоцидные добавки семейства полиалкиленгуанидинов, обладающие широким спектром биоцидной активности.

В МосНПО «Радон» изучены:

- состав биоценоза микрофлоры, произрастающей на конструкционных материалах на основе цементов в хранилищах РАО приповерхностного типа;

- функциональные свойства биоцидных препаратов класса полиалкиленгуанидинов по отношению к ассоциациям микроорганизмов, находящимся в цементном компаунде хранилищ радиоактивных отходов;

- влияние биоцидных препаратов и их композиций на регламентированные свойства цементных компаундов, содержащих радиоактивные отходы низкой и средней На основании полученных результатов установлено, что при содержании в цементном растворе биоцидной добавки класса полиалкиленгуанидинов в количестве 0,25-2% масс. от веса цемента обеспечивается необходимая бактериостатическая и биоцидная защита цементного компаунда и улучшаются все его регламентированные свойства – прочность на сжатие, скорость выщелачивания Cs-137, морозостойкость, радиационная устойчивость и устойчивость к длительному пребыванию в воде.

ПАССИВНЫЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ НА АЭС НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ С РЕАКТОРАМИ ТИПА ВВЭР

Основным требованием, предъявляемым к созданию новых АЭС, является обеспечение безопасности, повышение которой в проектах реакторных установок осуществляется за счёт использования пассивных систем безопасности для аварийного охлаждения активной зоны и отвода остаточного тепловыделения от реактора в случаях тяжёлых аварий.

В настоящее время в России существуют 2 основных проекта АЭС с реакторами нового поколения типа ВВЭР, в которых используются пассивные системы безопасности:

• проект АЭС ВВЭР-1000 с реакторной установкой В-392, • проект АЭС ВВЭР-640 с реакторной установкой В-407.

В проекте с реакторной установкой В-392 предусмотрены следующие пассивные системы безопасности:

1. Система быстрого ввода бора.

Обеспечивает быстрое приведение реактора в подкритическое состояние.

2. Система пассивного отвода тепла от реакторной установки через парогенераторы.

Предназначена для длительного отвода тепла и расхолаживания реакторной установки при исходных событиях, не связанных с потерей теплоносителя.

3. Система гидроёмкостей первой и второй ступени.

Поддерживает запас теплоносителя в активной зоне при высоком и низком давлениях.

4. Ловушка расплавленного топлива.

Обеспечивает целостность защитной оболочки.

5. Система поддержания разрежения и очистки среды в межоболочечном пространстве.

Снижает выход радиоактивных продуктов в окружающую среду.

В отличие от проекта АЭС с ВВЭР-1000 в проекте ВВЭРсистемы безопасности почти полностью построены на пассивных принципах и включают в себя:

1. Систему пассивного отвода тепла от реакторной установки через парогенераторы.

Система предназначена для отвода остаточного тепла от реакторной установки в режимах с полной потерей источников электропитания переменного тока, а также для аварийного расхолаживания реакторной установки в авариях с разуплотнением первого контура.

2. Систему пассивного отвода тепла от герметичной оболочки.

Обеспечивает отвод тепла от герметичной оболочки при авариях с течами теплоносителя первого контура.

3. Систему аварийного разуплотнения первого контура внешнего охлаждения корпуса реактора.

Система предназначена для дополнительного снижения давления в первом контуре при авариях с течами теплоносителя первого контура и обеспечивает организацию контура естественной циркуляции. Кроме того она предназначена для отвода тепла от активной зоны через корпус реактора при авариях.

4. Гидроёмкости высокого давления и баки системы аварийного охлаждения активной зоны.

Система гидроёмкостей и баков предназначена для подачи борированной воды в активную зону ядерного реактора при снижении давления теплоносителя первого контура. Запас воды в баках обеспечивает, после их пролива, образование в нижней части герметичной оболочки “аварийного” бассейна.

5. Ловушку расплавленного топлива.

6. Систему поддержания разрежения и очистки среды в межоболочечном пространстве.

Пониженное значение тепловой мощности активной зоны реакторной установки В-407 значительно увеличивает располагаемый запас до возникновения кризиса кипения теплоносителя, что в свою очередь создаёт новые качественные преимущества по запасам надёжности энергоблока средней мощности.

Применение пассивных систем позволяет обеспечить высокий уровень надёжности выполнения функций безопасности за счёт снижения влияния отказов технологического оборудования и сведения к минимуму влияния ошибочных действий персонала.

ИЗУЧЕНИЕ СОРБЦИИ ВОЛЬФРАМА-188 И РЕНИЯ-

НА НЕОРГАНИЧЕСКИХ СОРБЕНТАХ КАК ЭТАП ПРИ

ПРОИЗВОДСТВЕ ГЕНЕРАТОРА РЕНИЯ-

Московский государственный университет им. М.В. Ломоносова, Государственный научный центр РФ - ФизикоЭнергетический институт им. ак. А.И. Лейпунского Доклад посвящен процессам сорбции радионуклидов вольфрамаи рения-188 в статическом и динамическом режиме на неорганических сорбентах и выбору перспективных систем для производства генератора рения-188, материнским радионуклидом которого является вольфрам-188.

Рений-188 - один из применяемых в лечебной практике радионуклидов терапевтического назначения. Этому способствуют следующие обстоятельства:

1.ядерно-физические характеристики радионуклида: период полураспада 16,9 ч, распад с образованием b -частиц с энергией 2, МэВ и небольшой g -компонентой (15%) с энергией 155 кэВ, что позволяет регистрировать поведение радиофармацевтического препарата (РФП) с рением-188 в организме с помощью g камеры;

2.доступность и удобство клинического применения - рений- получается в виде перрената (натрия, калия) с помощью генераторной системы (вольфрам-188/рений-188); период полураспада материнского радионуклида вольфрама-188 составляет 69 дней, т.о., генератор может служить от 3 до 6 месяцев;

3.рений-188 легко вступает в реакции с различными комплексонами, пептидами и т.д., образуя соединения со специфическими свойствами, определяющими поведение радионуклида в организме.

Радиофармацевтические препараты с изотопом рения-188 являются эффективным лечебным и обезболивающим средством альтернативой анальгетикам и наркотическим препаратам для снятия изнуряющих болей при метастатических поражениях скелета и при ревматоидных артритах.

При производстве данного генератора необходим выбор сорбционной системы, которая обеспечила бы получение из материнского радионуклида вольфрама-188 дочернего радионуклида ренияв виде перрената (натрия, калия), пригодного как для изготовления РФП так и в каческтве самостоятельного препарата для терапии раковых и ревматологических заболеваний. Для этого должны выполняться следующие условия: а) высокий выход дочернего рения-188 (порядка 80-90%) в конечный раствор перрената (элюат) б) минимальное содержание материнского вольфрама-188 и других радиоактивных примесей в растворе перрената (не более 10-2% ); в) минимальное содержание неактивных примесей в элюате (алюминия - не более 10 мкг/мл, остальных - не более 2,5 мкг/мл); г) высокая радиохимическая чистота препарата (более 99,9%). Мы провели экспериментальное изучение сорбции вольфрама-188, рения-188 и примесных нуклидов на ряде неорганических сорбентах в статических и динамических условиях.

При изучении сорбции в статических условиях варьировали массу сорбента, объем исходного раствора материнского нуклида, рН раствора и концентрацию вольфрамат-ионов. В динамических условиях эксперименты проводили на хроматографических колонках различного размера, изменяя размер зерен сорбента, концентрацию вольфрамат-ионов, рН раствора, скорость подачи элюента. В качестве сорбентов были опробованы оксиды алюминия и циркония, силикагели и другие неорганические сорбенты в нейтральной, кислой и щелочной формах. Проведенные эксперименты показали, что оптимальными сорбционными свойствами, обеспечивающими выполнение вышеприведенных условий, обладают окиси алюминия и циркония, на которых и было заряжено несколько генераторов рения-188 активностью по вольфраму-188 до 500 мКи. Их клинические испытания дали положительные результаты. Сейчас проводятся эксперименты по выбору сорбентов для генератора рения-188 большого номинала (более Ки).

Литературные источники 1.Kodina G. et al. Production and Investigation of Rhenium- Generator./Proceed. of the 3-rd Inter. Symp., Padova, Italy, 1989.

2.Basmanov V., Kolesnik O., Lisichkina N. The Development of Chromatographic W-188/Re-188 Generator./Eur. J. Nucl. Med., 1998, 25/1: S6.

3.Абрамов А.А., Галунин Е.В. Генератор рения-188 как современная альтернатива генератору технеция-99m./интернет-журнал “Ломоносов”, 06.03.01.

ЦЕМЕНТИРОВАНИЕ ЗОЛЬНОГО ОСТАТКА ОТ СЖИГАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ МЕТОДОМ ПРОПИТКИ ВЫСОКОПРОНИКАЮЩИМИ РАСТВОРАМИ.

Наиболее простым и распространенным способом кондиционирования ЗО остается традиционное цементирование. Недостатками этого метода являются низкое наполнение цементного компаунда зольным остатком (~ 10-20% по массе), неоднородность цементного компаунда из-за расслоения при перемешивании (легкие отходы всплывают на поверхность, крупные включения оседают при вибрировании), возможность повреждения мешалки при перемешивании цементного раствора с ЗО, содержащим крупные включения (>10-30 см).

В МосНПО "Радон" разработан метод кондиционирования ЗО высокопроникающими цементными растворами. Сущность метода заключается в том, что золу помещают в контейнер, затем насосом под давлением менее 0,1 МПа цементный раствор подают через зонд в придонную часть контейнера. Цементный раствор, проникая между частицами ЗО, заполняет его пустоты и поры, пропитывает зольный остаток и, затвердевая, образует цементный компаунд, удовлетворяющий по качеству регламентированным требованиям.

Метод обладает рядом преимуществ по сравнению с традиционным цементированием:

- исключение из технологического процесса стадий сортировки, дозирования, измельчения и перемешивания ЗО с цементным раствором;

- не требуется сложного дорогостоящего оборудования;

- не образуется вторичных отходов;

- объем конечного продукта не увеличивается по сравнению с исходным насыпным объемом ЗО (степень наполнения цементного компаунда зольным остатком составляет ~ 50по массе).

ПЕРЕРАБОТКА ОТХОДОВ В ПЛАЗМЕННОЙ ШАХТНОЙ

В МосНПО "Радон" создана и испытана опытная установка для переработки радиоактивных отходов смешанного типа, включающих до 40 % негорючих компонентов производительностью до 50 кг/ч на базе шахтной печи с плазменным нагревом. В состав опытной установки входят шахтная печь, камера дожигания и система газоочистки, состоящая из контактного теплообменника, блока мокрой очистки и блока абсолютной фильтрации.

В процессе испытаний установки были переработаны модельные и радиоактивных отходы с зольностью от 7 до 35 % и общей влажностью от 5 до 25 %. На выходе печи получен пирогаз с калорийностью до 4,5 - 5,5 МДж/кг, горение которого обеспечивало необходимый температурный режим в камере дожигания (1100 – 1200 оС). Затраты электроэнергии на плазмотрон составили от 0,5 до 1,5 кВт на 1 кг отходов в зависимости от их состава. В шахтной печи реализован режим, препятствующий уносу радионуклидов с отходящими газами.

Унос 137Cs из печи не превышал 12 %, 60Со – 2,5 %, трансурановых элементов – 1 %.

Осуществлена переработка радиоактивных отходов без внесения флюсующих добавок. В результате переработки при температурах 1500 – 1700 оС получен шлаковый компаунд с высокой химической стойкостью: скорость выщелачивания Na и Cs находится на уровне 10-6 г/см2*сут. Полученный шлак имеет удельную активность по и излучающим радионуклидам до 106 Бк/кг. Состав шлакового компаунда определяют оксиды кремния (34-56 масс. %), алюминия (13-28 %), натрия (3-11 %), кальция (2-9 %) и железа (3-8 %). Плотность полученных шлаков находилась в пределах 2,7 – 2,9 г/см3.

Степень очистки выходящих из шахтной печи пирогазов в камере дожигания от горючих компонентов (летучих и тяжелых углеводородов, смолистых веществ, водорода, окиси углерода, аммиака, углерода, цианистого водорода) составила 99,9-100 %, от аэрозолей – 87-99 % в зависимости от их содержания в пиролизных газах и доли негорючих компонентов. Общая эффективность очистки отходящих газов от кислых компонентов отходящих газов находилась на уровне 97-99,8 %, от радионуклидов 99,5-99,9 %.

ПРОБЛЕМЫ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОЙ ФИЛЬТРАЦИИ

ГАЗОПЫЛЕВЫХ ВЫБРОСОВ, ОБРАЗУЮЩИХСЯ ПРИ

ОСТЕКЛОВЫВАНИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

ЭКСТРАКЦИОННОЕ ПОВЕДЕНИЕ АКТИНИДОВ В СИСТЕМАХ, СОДЕРЖАЩИХ БИДЕНТАТНЫЕ ФОСФОРООРГАНИЧЕСКИЕ СОЕДИНЕНИЯ ПРИМЕНИТЕЛЬНО К

ФРАКЦИОНИРОВАНИЮ ВАО

Одним из путей надежного хранения отходов является их остекловывание или заключение в минералоподобную матрицу.

Однако, из-за сложного состава компонентов отходов оптимальным при их отверждении является предварительное фракционирование с отделением и хранением актинидов отдельно. Для проведения фракционирования отходов целесообразно использовать экстракционную технологию. В этой связи представляет интерес изучить экстракцию актинидов бидентатными фосфорсодержащими соединениями.

Исследована экстракция Np в четыре-, пяти- и шестивалентном состояниях растворами дифенил(дибутилкарбомоилметил)фосфиноксида (Ph2Bu2) в азотнокислой среде. Показано, что при экстракции Np(IV) и (VI) равновесие в экстракционной системе при комнатной температуре устанавливается в течение 3-5 мин. Наклон кривых, выражающий зависимость коэффициента экстракции (D) от концентрации реагента в метанитробензолтрифториде (МНБТФ) близок к 2, что свидетельствует об экстракции во всех случаях соединения Np с двумя молекулами экстрагента. Величина коэффициента распределения Np(VI) и Np(IV) не линейно увеличивается с увеличением [HNO3] до максимума ~ 4М. Для Np(V) зависимость D от [HNO3] до [HNO3]1000 лет), кристаллическая матрица должна удовлетворять требованию долговременной термодинамической устойчивости (ДТУ). Нами впервые предложена, теоретически обоснована и экспериментально проверена методика оценки ДТУ, позволяющая расширить круг матриц, пригодных для захоронения РАО, который ранее был существенно ограничен подходом Рингвуда [1], предлагавшим рассматривать только аналоги природных минералов.

На основе современных представлений о структуре кристаллов получена полуэмпирическая формула для оценки точности локализации примесных ионов в кристаллической структуре матрицы и сформулирован критерий ДТУ при ионных замещениях. Получена формула, связывающая точность локализации примесного иона со степенью изменения локальной симметрии окружения примесного иона, что позволило применить для оценки ДТУ хорошо разработанный метод максимальной инвариантной компоненты (МИК) [2].

Последовательное применение МИК позволило переформулировать критерий оценки ДТУ в терминах степени изменения локальной симметрии. Данные о симметрии локального окружения извлекаются из угловой зависимости спектра ЭПР примесного иона и сравниваются с табличными кристаллографическими данными. На основе полученных данных вычисляется степень изменения инвариантной суммы исходной группы симметрии, и строятся топологические карты инвариантной суммы, осей 2-го, 3-го и 4-го порядка кубической компоненты, а также элемента В неприводимого тензора четвертого ранга кристаллического поля в спин-гамильтониане, описывающем спектр ЭПР примесного иона. Изменение инвариантной суммы исходной симметрии и изменение ориентации осей симметрии кубической компоненты позволяют количественно оценить степень искажения локальной симметрии окружения примесного иона и определить устойчива ли исследуемая кристаллическая структура.

Для экспериментальной проверки методики была выбрана NZP керамика. Были выращены кристаллы NZP, допированные ионами железа и хрома. Снятые угловые зависимости спектров ЭПР ионов Fe3+, Cr3+ и их последующая обработка показали, что включение в структуру NZP трехвалентных ионов сопровождается сильным искажением локальной симметрии циркониевого полиэдра, что делает структуру NZP термодинамически неустойчивой.

Автор выражает благодарность Галееву А.А. за помощь при постановке эксперимента и Хасановой Н.М. за помощь при проведении расчетов методом МИК.

1. A.E. Ringwood et. al. // Geochem. J. 13 (1979) 141.

2. Н.М. Хасанова и др.// Кристаллография 33 (1988) 891.

ВЛИЯНИЕ СОСТАВА ЭЛЕКТРОЛИТОВ СИСТЕМЫ

K2MoO4 – K2Mo2O7 – UO2MoO4 НА КИСЛОРОДНЫЙ КОЭФФИЦИЕНТ КАТОДНОГО ПРОДУКТА И ХАРАКТЕРИСТИКИ ПРОЦЕССА ЭЛЕКТРОЛИЗА ПРИ ПОСЛЕДОВАТЕЛЬНОМ ИЗВЛЕЧЕНИИ ОКСИДОВ УРАНА.

Институт высокотемпературной электрохимии УрО РАН, г.

Ранее было установлено, что уранилсодержащие молибдатные расплавы могут быть использованы для электрохимического получения оксидов урана различного химического и фазового состава в атмосфере воздуха. Однако сведения об изменении состава катодных осадков и основных характеристик процесса электролиза при продолжительном электролизе таких расплавов с нерастворимым анодом до настоящего времени отсутствуют.

Методами рентгеновского анализа изучен химический и фазовый состав последовательно извлекаемых из ячейки осадков оксидов урана, которые выделялись на катоде при потенциостатическом электролизе растворов UO2MoO4 (15,43 мол.%) в расплавленных молибдатных солевых смесях разного состава (K2MoO4 + 0, 10, 20, 30 и 40 мол.% MoO3) при 9000С на воздухе.

Кроме состава катодных осадков, определяли их выход по току, начальную катодную плотность тока, а также удельные скорости образования каждого из осадков и обеднение электролита по урану на момент извлечения осадка.

Установлено, что, независимо от состава растворителя, при потенциалах, предшествующих его разложению, на катоде выделяется единственный твердый продукт – оксид урана с кислородным коэффициентом 2,18 – 2,02. Обеднение расплава по урану сопровождается снижением кислородного коэффициента продукта, выхода по току, начальной катодной плотности тока и скорости образования осадков. Предельное извлечение урана из электролита увеличивается с ростом концентрации анионов Mo2O72- в расплаве-растворителе от 46 до 71%. Полученные результаты свидетельствуют о химическом взаимодействии оксидов урана в процессе электрокристаллизации с ионами Mo2O72-, которые обладают выраженными кислородно-акцепторными свойствами. В результате в расплаве накапливаются восстановленные формы урана, которые препятствуют окислению катодного осадка, связывая кислород, поступающий через зеркало расплава и выделяющийся на аноде. Зависимость кислородного коэффициента продукта от состава расплава-растворителя может быть объяснена с использованием опубликованных нами ранее представлений о комплексообразовании и ступенчатом сольволизе ионов уранила в оксидных солевых средах.

По результатам исследования сделан вывод о том, что для получения осадков UO2 с составом близким к стехиометрическому и для обеспечения оптимальных характеристик процесса электролиза в качестве растворителя для UO2MoO4 следует использовать расплавленную смесь K2MoO4 + 30 мол.% MoO3.

ПРИМЕНЕНИЕ ФЛОКУЛЯНТОВ НА ОСНОВЕ ИПЭК

ДЛЯ УЛУЧШЕНИЯ ПРОЦЕССОВ ДЕЗАКТИВАЦИИ ПОЧВ

Цель данной работы - исследование возможности повышения эффективности дезактивации почв с помощью гравитационных методов и оценка флокулирующей способности водорастворимых полиэлектролитов для очистки тонких сливов после дезактивации.

Радиоактивные вещества, выпадающие на поверхность почвенно-растительного покрова после аварий на предприятиях ядерно-топливного цикла с течением времени подвергаются сложному биохимическому и физико-химическому воздействию почвенной среды.

Технологии дезактивации грунтов, разработанные во ВНИИНМ основаны на гравитационном выделении мелкодисперсных фракций диспергированных в воде почвенных агрегатов и отмывке с добавлением химических реагентов. Основная масса радионуклидов находится в мелкой фракции (более 80 %). Вместе с мелкодисперсными фракциями при дезактивации из грунтов выводится основная масса радионуклидов.

Основной особенностью предлагаемой технологии дезактивации почвы является образование на конечном этапе очистки сильно разбавленных водных растворов суспензий, содержащих мелкодисперсные и коллоидные фракции элементарных почвенных частиц. Для того чтобы получить в суспензии элементарные почвенные частицы, необходимо применять более жёсткие методы дезагрегирования почвы, приводящие к разрыву связей почвенных коллоидов с минеральными частицами почвы.

Очевидно, что разработка непрерывной технологии очистки почв требует включения в технологический цикл процессов и оборудования, необходимого для быстрого и полного выделения дисперсной фазы из водных растворов с целью рециркуляции воды и сокращения объёмов образующихся ЖРО. Для очистки воды от примесей наиболее широко в настоящее время применяются различные процессы коагуляции и флокуляции дисперсных фаз.

Всё более широкое применение находят высокомолекулярные водорастворимые полиэлектролиты, вызывающие флокуляцию дисперсных систем. Характерными особенностями водорастворимых полимеров являются наличие в их структуре функциональных гидрофильных групп (гидроксильных, карбоксильных, алкидных, сульфогрупп др.), высокая степень полимеризации, высокий молекулярный вес и линейная структура молекул.

Многочисленные исследования процессов флокуляции дисперсных систем показали, что введение полимеров в суспензии чистых минералов, почв и других минеральных дисперсных систем приводит к формированию вторичных агрегатов микрочастиц. Этот процесс протекает строго в определённой области концентрации полимера. Возникновение вторичных микроагрегатов обусловлено образованием химических, водородных и межмолекулярных связей между частицами и функциональными группами полимера в результате адсорбции или электростатического притяжения молекул полимера. Образующиеся агрегаты под действием силы тяжести быстро осаждаются.

В данной работе исследована возможность применения в технологии дезактивации почв для очистки тонких сливов флокулянтов на основе ИПЭК.

Для исследования применялись почвенные суспензии реально загрязненных образцов почв Новозыбковского района Брянской области и похожих по своим характеристикам “незагрязненных” почв Владимирской области.

Изучалась зависимость эффективности поликомплексных флокулянтов от следующих параметров: дозы ИПЭК флокулянта, соотношения компонентов полиэлектролитов, последовательность добавления полианиона и/или поликатиона к дисперсии, концентрация дисперсии.

Исследования показали, что ИПЭК являются высокоэффективными флокулянтами, позволяющими осадить за время менее 1 мин до 99% твердого вещества из суспензий при дозе реагента менее 2 мг/л суспензии (время свободного осаждения суспензии – более 24 часов).

В ходе исследований отработаны различные методики, позволяющие оптимизировать технологические процессы дезактивации почв.

ИММОБИЛИЗАЦИЯ 147Pm В МАТРИЦЫ СО СТРУКТУРОЙ

ПЕРОВСКИТА

Процесс выщелачивания проводили в соответствии с тестом Power1, но в аппарате Сокслета при 95 °С, в течение 10 дней. Фазовый состав керамик исследовали методом рентгенофазового анализа и сканирующей электронной микроскопии. Физические свойства керамик (плотность, открытую пористость, водопоглощение) определяли методом гидростатического взвешивания.

В результате исследования фазового состава синтезированных образцов показано, что основной (> 95 %) является фаза переменного состава LaAlxFe1-xO3, со структурой перовскита. Образцы характеризуются высокой плотностью (> 90 % от теоретического значения) и низкой открытой пористостью (< 5 %).

О степени инкорпорирования 147Pm судили по скорости его выщелачивания. Показано, что скорость выщелачивания Pm из синтезированных образцов LaAlxFe1-xO3 (х=01) составляет примерно 310-6 гм-2ч-1 и практически не зависит от степени замещения х. При исследовании устойчивости к выщелачиванию матрицы LaAlxFe1-xO3, показано, что скорость выщелачивания лантана такого же порядка, что и скорость выщелачивания 147Pm.

Совокупность полученных в работе данных позволяет рассматривать систему LaAlxFe1-xO3, со структурой перовскита в качестве матрицы для иммобилизации редкоземельноактиноидной фракции ВАО.

КОМПЬЮТЕРНАЯ СИСТЕМАТИЗАЦИЯ ДАННЫХ ПО

ТВЭЛАМ И ТВС С ВИБРОУПЛОТНЕННЫМ ТОПЛИВОМ

Одним из путей улучшения технико-экономических показателей реакторов на быстрых нейтронах является использование виброуплотненного уран-плутониевого оксидного топлива. Для реализации этой идеи с 1981 г. реактор БОР-60 был переведен на работу с таким топливом. К настоящему времени в реакторе испытано более 500 ТВС. Тепловыделяющие сборки базовой конструкции устойчиво работают до выгораний в диапазоне 15-20 % т.а. На экспериментальных ТВС достигнуто выгорание 30 % т.а., что является лучшим выгоранием в мире.

Таким образом, накоплен большой статистически значимый информационный материал, как по технологии изготовления, так и по результатам реакторных испытаний и материаловедческих исследований твэлов и ТВС с виброуплотненным оксидным топливом.

Для хранения этих сведений были созданы базы данных и сопутствующие им приложения, отвечающие за отдельные этапы жизненного цикла твэлов и ТВС с виброуплотненным оксидным топливом.

С целью систематизации этой информации, сделана попытка объединения баз данных в одну систему для упрощения использования сведений и отслеживания взаимосвязи между изменениями в технологическом процессе изготовления и результатами облучения.

В докладе представлены первые результаты работы по созданию компьютеризированной системы на базе персональных ЭВМ (минимальные требования — Pentium II, RAM 32Mb, Windows 98), объединенных в сеть, включающей в себя три блока данных (технологическая информация по изготовлению, данные по облучению и результаты послереакторных материаловедческих исследований). В частности, представлены описание структуры создаваемой системы, концепции представления информации, возможные проблемы использования и варианты ее дальнейшего развития.

ПОЛУЧЕНИЕ АСТАТА В РАЗЛИЧНЫХ СТЕПЕНЯХ

ОКИСЛЕНИЯ

Из-за коротких периодов полураспада (у астата нет стабильных изотопов, а наиболее долгоживущий его изотоп имеет период полураспада чуть более 8 часов) каждому эксперименту с астатом должно предшествовать облучение на ускорителе, с последующим отделением от материала мишени, очисткой его от других радионуклидов и концентрированием элемента. Астат получали по следующей реакции: 209Bi (,2n) 211At.

Выделение и концентрирование астата проводилось перегонкой астата при 850°С из висмутовай мишени в водные растворы заданного состава (вся процедура занимала около 1,5 часа). В ходе эксперимента учитывалась тенденция увеличения электроположительных свойств при переходе в группе галогенов от более легкого элемента к более тяжелому. Это, в частности, означает, что астат может легче, чем йод, приобретать положительный заряд и существовать в водных растворах в форме устойчивого катиона. Одновалентный катион астата очень хорошо соосаждается и адсорбируется из сильнокислых (>1моль/л HNO3) растворов с труднорастворимыми осадками йодата, хуже – бихромата серебра. Доказательством существования электроположительных степеней окисления (так же, как и электроотрицательных) могут служить результаты эктракции. Так At0 экстрагируется из водной фазы ССI4 и гексаном в то вреня, как ни At-1 и At+1 (At3+?) в органическую фазу не экстрагируются.

Таким образом была предложена методика выделения астата и стабилизации его в степенях окисления –1,0, +1.

ИЗУЧЕНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ВКЛЮЧЕНИЯ

ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ В КОМПОЗИЦИИ

БОГАТЫЕ ЦИРКОНОЛИТОМ В РЕЖИМЕ

САМОРАСПРОСТРАНЯЮЩЕГОСЯ

ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО СИНТЕЗА

Российский Федеральный Ядерный Центр – - Всероссийский Научно – Исследовательский Институт Экспериментальной Основным способом надежной изоляции от биосферы радиоактивных отходов, образующихся в процессе переработки отработавшего ядерного топлива, является их иммобилизация в химически, термически и радиационно-стойкие материалы с высокой временной стабильностью. В настоящее время известно много природных материалов, в структуры которых на основе изоморфных замещений могут входить радиоактивные элементы.

Эти минералы гораздо более стойки, чем стекло, и многие выдержали тысячи миллионов лет в широком диапазоне геохимического окружения, в условиях гораздо более тяжелых, чем они могут встретить в подземном хранилище.

Минерал цирконолит является наиболее устойчивым минералом керамик SYNROC и обладает хорошими изоморфными свойствами по отношению ко многим радиоактивным элементам, которые содержатся в отходах высокого уровня.

В приведённой работе изучена и экспериментально показана возможность получения цирконолита, предназначенного для иммобилизации высокоактивных отходов (ВАО) методом самораспространяющегося высокотемпературного синтеза (СВС).

Представлены результаты рентгеноструктурных исследований синтезированных композиций, богатых цирконолитом, содержащих имитаторы ВАО.

Определено содержание кальцината (до 10 масс.%) заданного состава в исходной шихте, необходимое для структурного вхождения имитаторов ВАО в кристаллическую решётку цирконолита в режиме горения.

СВС – метод делает процесс получения "цирконолитовой" матрицы для иммобилизации радиоактивных отходов высокопроизводительным и экономически выгодным.

ИССЛЕДОВАНИЕ СОСТОЯНИЙ AN5F ЭЛЕКТРОНОВ

ЛЕГКИХ АКТИНИДОВ В СОЕДИНЕНИЯХ МЕТОДОМ

В настоящей работе показано, что относительная интенсивность линии квазиатомных U5f- электронов коррелирует с числом n5f таких электронов в соединениях актинидов. Получена экспериментальная зависимость относительной интенсивности линии An5f электронов для различных соединениях актинидов (Th, U, Np, Pu, Am, Cm, Bk) от числа n5f (I5f = 0.02 n5f) в диапазоне от 0 до 7. Это дало уникальную возможность определения степени окисления актинидов в соединениях, проведения рентгеноэлектронного количественного ионного анализа по интенсивности An5f линии, изучения степени участия электронов в химической связи и проведения сравнения с результатами теоретических расчётов с использованием значений сечений фотоэмиссии. Это особенно важно потому, что определение степени окисления актинидов с использованием энергий связи внутренних электронов в некоторых случаях затруднено.

Ранее предполагалось, что перед участием в химической связи An5f- электроны предварительно промотируются на An6d атомные орбитали. Поэтому в настоящей работе определены экспериментальные величины относительной интенсивности линий спектров электронов ВМО оксидов актинидов (Th, U, Np, Pu, Am, Cm, Bk) и с учетом соответствующих теоретических значений установлено, что An5f-электроны могут непосредственно участвовать в образовании химической связи не теряя своего fхарактера.

Отмечается, что результаты рентгеноэлектронного изучения состояний An5f- электронов соединений актинидов (Th, U, Np, Pu, Am, Cm, Bk) уже широко используются для анализа ионного состава, определения степени окисления актинидов и природы химической связи в них, например, при определении ионного состава урана в рудах, в топливосодержащих массах с Чернобыльской атомной станции (ЧАЭС), в «горячих» частицах, полученных при имитации аварии на АЭС, при определении степени окисления актинидов (Np, Pu, Am) в их соединениях.

Данная работа поддержана грантами МНТЦ (№ 1358) и РФФИ (№ 00-03-32138a).

CТРУКТУРА ВАЛЕНТНЫХ ЭЛЕКТРОНОВ ТРИОКСИДА

В настоящей работе получены низкоэнергетические рентгеноэлектронный и конверсионный спектры триоксида урана UO3, и в приближениях нерелятивистского и релятивистского метода X –ДВ (дискретного варьирования) выполнен расчет электронной структуры кластера UO2O46- D4h группы симметрии, отражающей ближайшее окружение урана в -UO3, что позволило установить удовлетворительное качественное и в некоторых случаях количественное согласие между экспериментальными и теоретическими данными и расшифровать структуру этих спектров.

В отличие от традиционного мнения о том, что перед участием в химической связи U5f-электроны предварительно могут промотировать на более высокие оболочки, например U5d, теоретически показано и экспериментально подтверждено, что в триоксиде урана U5f-электроны могут непосредственно участвовать (более 2-х U5f-электронов) в образовании химической связи. При этом заполненные U5f состояния локализованы в диапазоне энергий связи электронов ВМО от - 4 эВ до - 9 эВ, а незаполненные U5f состояния в основном локализованы в диапазоне малых (от до 6 эВ выше нуля) энергий. Также экспериментально показано, что U6p-электроны не только эффективно участвуют в образовании внутренних валентных МО, но и в значительной степени ( более 2-х U6p-электронов) в формировании заполненных внешних валентных МО, что согласуется с данными расчета. Из результатов релятивистских расчетов получено подтверждение, что система ВВМО, связанная в большой степени с U6p и О(L)2s АО урана и лигандов, может быть разделена на две группы МО, одна часть из которых (176-, 156-, 146-) характеризует связь в аксиальном направлении, а другая (117-, 107-) - в экваториальной плоскости, что позволяет использовать относительные энергии этих МО для определения величин как аксиальных, так и экваториальных длин длин связи уран-кислород в оксидах урана.

Работа поддержана грантами РФФИ No 00-03-32138а и ISTC No

ИЗУЧЕНИЕ ФОРМ НАХОЖДЕНИЯ ИОНОВ U, CS И SR В

«ГОРЯЧИХ» ЧАСТИЦАХ, ПОЛУЧЕННЫХ В ПРОЦЕССЕ

ИМИТАЦИИ АВАРИИ НА АЭС, МЕТОДОМ РЭС

Н.С.Курнакова РАН, Москва; 3)Католический университет, Одним из наиболее тяжелых последствий аварии на АЭС является загрязнение окружающей среды «горячими» частицами, содержащими U234, U235, U238, Cs137, Sr90, Pu238-241, Am241 и другие радионуклиды. Для ликвидации таких последствий необходимо знать физико-химические формы, в которых находятся радионуклиды в таких частицах. В связи с этим изучение процессов образования «горячих» частиц в лабораторных условиях является актуальным. Рентгеноэлектронная спектроскопия является наиболее адекватным методом для определения элементного и ионного состава этих частиц, установления функциональных групп, окружающих ионы металлов, и строения их ближайшего окружения.

В настоящей работе развита методика моделирования процесса аварии на атомной электростанции, что позволило получить образцы реакторного топлива (UO2), содержащие стронций, цезий и уран (UO2 + 0.1 % Cs + 0.5 Sr ), до и после нагрева при 2300 0С и образовавшихся в результате «горячих» частиц, подвергнутых воздействию атмосферы аргона или воздуха при различных температурах и сконденсированных на алюминиевых подложках. Впервые получены рентгеноэлектронные спектры валентных и внутренних электронов таких «горячих» частиц, что позволило определить их количественный элементный и ионный состав и предположить природу образующих их соединений. На основании интенсивностей линий спектров внутренних U4f-, Cs3d-,4d- и Sr3d-электронов найдено, что образцы «горячих» частиц, полученные в первые 20 секунд после начала нагрева исходного ядерного топлива содержат до 58 % U и 42 % Cs и практически не содержат Sr. Образцы «горячих» частиц, полученные в последующие 360 секунд содержат до 62 % U, 21 % Cs и 17 % Sr.

Эти данные находятся в согласии с соответствующими результатами химического анализа для подобных образцов. С учетом величин химических сдвигов внутренних уровней ионов урана, цезия и стронция и характеристик тонкой структуры спектров U5fи U4f- электронов впервые выполнен ионный количественный анализ изученных образцов «горячих» частиц, что позволило предположить, например, содержание в них оксидов (UOх, где 2 < x 3) и ураниловых соединений типа: UO2CO3, SrUO4, Sr3UO6, SrUO2CO3(OH)2, Cs2UO4, Cs4UO2(CO3)3, CsUO2(OH)3, содержащие в экваториальной плоскости карбонатные и гидроксильные группы. Найдено, что в результате обработки поверхности «горячих»

частиц ионами Ar+ происходит значительное уменьшение содержания цезия в образцах по отношению к урану и стронцию, что говорит об относительно слабой связи ионов Cs+ в соединениях изученных «горячих» частиц. При этом также наблюдается увеличение отношения концентраций ионов [U(IV)/U(VI)].

Авторы благодарят INTAS и РФФИ за финансовую поддержку данной работы.

МЕЖДУНАРОДНЫЙ ПРОЕКТ ГТ-МГР - ПРОЕКТ

НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

В докладе представлен реактор нового поколения – модульный гелиевый реактор с газовой турбиной (ГТ-МГР), удовлетворяющий требованиям развивающейся широкомасштабной атомной энергетики.

Представлено описание реакторной установки и особенности технической концепции ГТ-МГР, такие как высокая эффективность производства электроэнергии (около ~ 48%), повышенная безопасность установки и др.

Технологиями, составляющими инновационную сущность проекта ГТ-МГР являются:

• керамическая конструкция окисного плутониевого топлива на основе топливных частиц с многослойными покрытиями, которые удерживают продукты деления при высоких температурах (~1600°);

• современные достижения по большим газовым турбинам;

• электромагнитные подшипники;

• высокоэффективные, компактные рекуператоры;

Также представлены основные технико-экономические показатели проекта ГТ-МГР. Далее рассмотрены выгоды от реализации проекта, в частности: создание атомной станции, удовлетворяющей требованиям соглашения о нераспространении ядерных материалов за счет высоких проектных показателей выгорания топлива (до 90 %), снижение затрат при создании проекта ГТ-МГР в условиях международной кооперации и др.

РАДИАЦИОННО-ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

УТИЛИЗАЦИИ АТОМНЫХ ПОДВОДНЫХ ЛОДОК (АПЛ)

Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения им.

И.И.Африкантова, г. Н.Новгород Комплексная программа утилизации АПЛ включает в себя этапы вывода из эксплуатации, хранения до выгрузки и выгрузки ОЯТ, обращения с ОЯТ, хранения АПЛ до разделки, разделки и обращения с РАО.

Радиационно-экологические аспекты каждого из этапов обусловлены, в первую очередь, возможным поступлением радионуклидов в окружающую среду. Вероятность и масштаб последствий на конкретном этапе утилизации зависят от величины содержащейся на АПЛ активности, а также от эффективности системы защитных барьеров между потенциальными источниками поступления и окружающей средой.

По результатам анализа комплексной программы утилизации выделены этапы, дающие наибольший вклад в радиационноэкологическое воздействие на население и окружающую среду.

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ПЛАВУЧИХ АЭС С

РЕАКТОРНЫМИ УСТАНОВКАМИ АТОМНЫХ

ЛЕДОКОЛОВ ДЛЯ НАСЕЛЕНИЯ И ОКРУЖАЮЩЕЙ

Радиационная безопасность плавучих АЭС базируется на использовании принципов внутренней самозащищенности, многобарьерности, отработанности технических решений, высокого качества и надежности, которые подтверждаются многолетним опытом (более 150 реакторо-лет) безаварийной эксплуатации атомных ледоколов.

Принятые конструктивные и технические решения, предусматривающие создание независимых контролируемых физических и локализующих барьеров, к которым предъявляются жесткие требования по герметичности, исключают выход активности за пределы АЭС и, соответственно, радиационное воздействие на население и окружающую среду.

Приведены методика и результаты расчетного анализа радиационных последствий поступления активности в атмосферу в обоснование радиационной безопасности населения в постулированной аварии.

РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ И ИХ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ

Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения им.

Россия является лидером в области разработки и эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах, которые обладают уникальными возможностями по эффективному использованию топлива и снижению активности отработавшего топлива.

В период 1973 – 1997 гг. успешно эксплуатировался первый энергетический быстрый реактор БН-350. С 1980 г. эксплуатируется более мощный реактор БН-600. На базе проекта БН- разработан проект нового реактора БН-800.

Реактор БН-600 работает на урановом оксидном топливе с переработкой отработавшего топлива. В перспективе намечен переход на использование плутония. В настоящее время ведутся работы в направлении обеспечения утилизации оружейного плутония.

Реактор БН-800 разработан исходя из использования оксидного смешанного топлива с плутонием любого состава. Проектируется активная зона и топливный цикл на основе нитридного топлива с целью удовлетворения требований к перспективной ядерной технологии в части безопасности, топливного сомообеспечения и нераспространения ядерного оружия.

СОРБЦИЯ ПЯТИВАЛЕНТНОГО НЕПТУНИЯ

КОМПЛЕКСООБРАЗУЮЩИМИ СОРБЕНТАМИ МАРКИ

ПОЛИОРГС

Центральная заводская лаборатория Производственного Известно, что особую опасность среди радиоактивных долгоживущих изотопов представляет собой нептуний – 237 (период полураспада – 2,14 млн. лет), который присутствует в природе в виде хорошо растворимых форм, имеющих высокую подвижность в биосфере. Высокая подвижность нептуния приводит к накоплению его в растениях и миграции по пищевым цепочкам, что представляет потенциальную опасность для человека. В связи с этим возникает необходимость изучения способов концентрирования нептуния при его определении в водных средах и выявления возможности его сорбционного извлечения с целью очистки воды. Это особенно необходимо в случае пятивалентного нептуния, присутствующего в природных водах в виде нептуноил– иона, для которого характерна слабая способность извлечения известными экстракционными и сорбционными методами.

Синтезированные в ГЕОХИ РАН сорбенты типа ПОЛИОРГС ранее показали высокую сорбционную способность в отношении извлечения таких радионуклидов, как уран, плутоний, америций и т. д. из нейтральных и солевых растворов. Данные сорбенты получены на основе полимерных матриц путем введения в них комплексообразующих групп и характеризуются хорошими кинетическими свойствами благодаря своей волокнистой структуре.

Целью настоящей работы было изучение сорбции нептуния комплексообразующими сорбентами ПОЛИОРГС с группами амидоксима и гидразина из сред, представляющих наибольший практический интерес с точки зрения дезактивации природных и техногенных объектов.

Исследования проводились как на модельных растворах для определения условий сорбции нептуния, так и на реальных жидких радиоактивных отходах с высоким содержанием солей, а также на загрязненных природных объектах, созданных в результате техногенной деятельности ПО “Маяк” (вода из озера Карачай и из скважин, пробуренных вблизи озера Карачай).

Исследования показали, что данные сорбенты характеризуются высокой селективностью по отношению к нептунию(V) в диапазоне рН=410, характерном для природных вод (сорбция 100%, Кd =103104). Сорбенты обладают хорошими кинетическими свойствами (время установления равновесия в системе раствор–сорбент составляет 515 минут при соотношении объёма раствора к массе сорбента равном 100); а также характеризуются высокой сорбционной ёмкостью (до 48,9 мг/г сорбента). Изучено сорбционное поведение нептуния–237 в зависимости от солевого состава раствора (на примере солей NaCl, NaNO3, Na2SO4, Na2CO3). Установлено, что в присутствии солей степень извлечения нептуния остается на достаточно высоком уровне.

На примере реальных вод озера Карачай и воды скважины вблизи озера Карачай показано, что сорбенты марки ПОЛИОРГС достаточно эффективно извлекают нептуний. Так из воды озера Карачай степень сорбции не менее 99%, из воды скважины вблизи озера Карачай на уровне 96,5%.

Сорбция нептуния в динамических условиях показала, что при исходной концентрации нептуния [Np]исх=110 мг/л достаточно пропустить 250 колоночных объемов до полного истощения сорбента.

Результаты испытаний сорбентов марки ПОЛИОРГС на модельных и реальных растворах позволяют предположить перспективность применения сорбетов не только с целью дезактивации природных и техногенных объектов, но и для аналитического контроля непосредственно в экспедиционных условиях в виде патронных фильтров.

ТЕЗИСЫ ДОКЛАДОВ ПЕРВОЙ ВСЕРОССИЙСКОЙ МОЛОДЕЖНОЙ НАУЧНОЙ КОНФЕРЕНЦИИ ПО ФУНДАМЕНТАЛЬНЫМ ПРОБЛЕМАМ РАДИОХИМИИ И

АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Нижегородский государственный университет Типография ННГУ, Н.Новгород, ул. Б. Покровская, 37.