ИСТИНА

Целью работы является исследование возможности иммобилизации компонентов радиоактивных отходов, образующихся при пирохимической переработке ОЯТ, в керамических матрицах на основе бентонитовых глин при воздействии ионизирующего излучения до дозы 107 Гр. Для достижения указанной цели необходимо решить следующие задачи: подготовить керамические образцы на основе бентонитовых глин с различным содержанием эвтектики LiCl-KCl; подготовить керамические образцы на основе бентонитовых глин с различным составом солевого электролита на основе эвтектики LiCl-KCl; провести исследования влияния состава керамик и температуры их обжига на их механические и структурные характеристики; провести испытания по выщелачиванию радионуклидов на имитаторах; провести испытания по облучению гамма-квантами и электронами керамических образцов до значений поглощенной дозы порядка 105 – 107 Гр; определить влияние доз облучения на механические и структурные свойства керамических образцов; определить качественный и количественный состав выделяющихся газов.

The aim of the work is to study the possibility of immobilization of radioactive waste components formed during pyro-chemical reprocessing of spent nuclear fuel in ceramic matrixes based on bentonite clays when exposed to ionizing radiation to a dose of 107 Gy. To achieve this goal, it is necessary to solve the following tasks: prepare ceramic samples based on bentonite clays with different eutectic content of LiCl-KCl; prepare ceramic samples based on bentonite clays with different composition of salt electrolyte based on LiCl-KCl eutectic; conduct research on the effect of the composition of ceramics and their firing temperature on their mechanical and structural characteristics; conduct tests on the leaching of radionuclides on simulators; to conduct tests on irradiation with gamma quanta and electrons of ceramic samples to absorbed dose values ​​of the order of 105 - 107 Gy; determine the effect of radiation doses on the mechanical and structural properties of ceramic samples; determine the qualitative and quantitative composition of the gases released.

Для достижения указанной цели необходимо решить следующие задачи: подготовить керамические образцы на основе бентонитовых глин с различным содержанием эвтектики LiCl-KCl; подготовить керамические образцы на основе бентонитовых глин с различным составом солевого электролита на основе эвтектики LiCl-KCl; провести исследования влияния состава керамик и температуры их обжига на их механические и структурные характеристики; провести испытания по выщелачиванию радионуклидов на имитаторах; провести испытания по облучению гамма-квантами и электронами керамических образцов до значений поглощенной дозы порядка 105 – 107 Гр; определить влияние доз облучения на механические и структурные свойства керамических образцов; определить качественный и количественный состав выделяющихся газов.

Объектом исследования в рамках данной НИР являлись керамические образцы, приготовленные из бентонитовой глины месторождения 10-й Хутор (Россия) с различным содержанием эвтектики LiCl-KCl, содержащей радионуклиды состава характерного для отходов пирохимической переработки ОЯТ, и облученные гамма-квантами и электронами до величин поглощенной дозы 105-107 Гр. Проведено исследование возможности иммобилизации компонентов радиоактивных отходов, образующихся при пирохимической переработке ОЯТ, в керамических матрицах на основе бентонитовых глин при воздействии ионизирующего излучения до дозы 107 Гр. В процессе работы исследовались механические, физико-химические свойства и структурные особенности керамических образцов после воздействия радиационных нагрузок, соответствующих значениям порядка 105-107 Гр поглощенной дозы. В результате исследований показано, что облучение керамических образцов до величины поглощенной дозы порядка 107 Гр не привело к потере прочностных свойств, изменению структуры и фазового состава. Оцененные скорости выщелачивания цезия не превышают значений, установленных для омоноличенных форм РАО. Газовыделение было незначительным.