Scientific journal
Modern high technologies
ISSN 1812-7320
"Перечень" ВАК
ИФ РИНЦ = 1,021

Разработаны физико-химические основы и технология с радиационно-защитным эффектом по кондиционированию, переработке и утилизации жидких радиоактивных отходов. Задача снижения МЭД (мощности экспозиционной дозы) радиоактивных отходов решена путем перевода жидких радиоактивных отходов (ЖРО) в твердые радиоактивные отходы (ТРО) низкой активности концентрированием радионуклидов из ЖРО внутри железооксидной матрицы радиационно-защитных ионообменников. Благодаря высокой плотности железооксидные ионообменники обеспечивают эффективный радиационно-защитный экран от фотонного излучения с энергией до 1,5 МэВ. Железооксидные ионообменники предназначены для концентрирования широкого спектра радионуклидов: 137Cs, 134Cs, 90Sr, 40K, 232Th, 226Ra, 60Co и по своим ионообменным свойствам превосходят сорбенты на основе ионообменных смол (КУ 2-8 (Россия), "Амберлит" (Rand H), "Ионак" (ICC) (США), "Вофатит" (Германии) и др.) Полная динамическая обменная емкость: по β-излучателям - 6,9 мэкв/г, по γ-излучателям - 7,1 мэкв/г. При этом кратность защиты от фотонного излучения в 5 раз выше, чем у традиционных ионообменников.

В результате работы были исследованы радиационно-защитные, физико-механические, гидролитические и термодинамические свойства радиационно-защитных ионообменников и бетонных композитов на их основе, а также определена выщелачиваемость сорбированных радионуклидов. Отработаны оптимальные составы радиационно-защитных ионообменников и бетонных композитов на их основе с учетом требуемых эксплуатационных характеристик. Смоделированы процессы взаимодействия высокоэнергетических фотонных и корпускулярных ионизирующих излучений с радиационно-защитными материалами на основе железооксидных систем. Полученные системные данные оформлены в виде таблиц международного стандарта, позволяющие проводить аналитические расчеты, необходимые при решении инженерных задач радиационной защиты.

Отработанные ионообменники прессуются с последующей утилизацией путем включения в цементные блоки. Полученные таким образом композиты обладают низкой выщелачиваемостью радионуклидов, прочностью на сжатие свыше 400 кгс/см2, ослаблением МЭД 15-17 крат. При этом альфа-загрязненность поверхности композита составляет не более 2 (расп/см)/мин.

Полученные бетонные композиты направляются на захоронение в контейнерах, выполненных из усиленного фибробетона на цементном вяжущем марки М500. В качестве тяжелых заполнителей стенок контейнера использованы высокожелезистые модифицированные гематитовые железорудные концентраты, высокопрочные скальные горные выработки железорудных карьеров бассейна КМА, специальные армирующие и пластифицирующие добавки заводского изготовителя.

Проведены опытно-промышленные испытания разработанного контейнера, выполнены пробные расчеты на ЭВМ и подтверждена адекватность разработанных физических моделей геометрии радиационной защиты контейнеров с консервированными в них ТРО.