Создана модель контейнера для хранения опасных радиоактивных отходов

Смоделированный контейнер состоит из  трех основных слоев: внутренней капсулы из  нержавеющей стали, наполнителя из  галлуазитовой глины и  внешнего слоя бетона, образующего стенки защитного контейнера. Капсула из  нержавеющей стали вмещает более 450  тыс. см 3 радиоактивных отходов. Радионуклиды концентрируются в  специальном сорбенте, который используется при ионоселективной очистке и  располагается внутри капсулы. Выбор нержавеющей стали объясняется тем, что, в  отличие от  углеродистой, она более устойчива к  коррозии и  не  требует защитного покрытия.

«Как правило, такие контейнеры состоят из  двух объемов, образующих защитные слои  — бетонной стенки и  внутренней металлической капсулы с  радиоактивным сорбентом (либо внутри контейнера располагается сорбент в  цементной матрице). Основным недостатком такой компоновки контейнеров является  то, что их  экранирующая, то  есть защитная, способность ограничена. Мы  предлагаем трехслойный контейнер  — с  дополнительным слоем между внутренней металлической капсулой и  внешней оболочкой. Материал, заполняющий это пространство, должен быть недорогим и  при этом эффективно снижать гамма-излучение, испускаемое радиоизотопами, расположенными внутри контейнера с  РАО. В  данном случае мы  исследовали защитные свойства промежуточного слоя, состоящего из  галлуазита  — мелкодисперсной наноразмерной белой глины с  химическим составом, богатым алюминием и  кремнием»,  — рассказывает Олег Ташлыков, доцент кафедры атомных станций и  возобновляемых источников энергии УрФУ, руководитель исследований и  один из  авторов статьи.

Результаты моделирования значений поглощенной дозы и  мощности эквивалентной дозы излучения в  детекторах, расположенных за  стенками контейнера, показали, что увеличение толщины внутренней капсулы до  3  см приводит к  поглощению почти 83  % гамма-фотонов, испускаемых радиоактивными отходами. Использование наполнителя из  галлуазита толщиной 17  см снижает мощность эквивалентной дозы еще примерно на  15  %. С  учетом 15-сантиметровой бетонной стенки конструкция контейнера позволяет снизить мощность эквивалентной дозы излучения до  безопасных значений.

«Поглощенная доза уменьшается по  мере увеличения толщины стенки капсулы с  радиоактивными отходами и  слоя галлуазитового наполнителя, потому что увеличивается расстояние, которое проходят гамма-фотоны в  эффективно экранирующих материалах. Число их  взаимодействий с  окружающими атомами растет. Сталкиваясь с  атомами, они теряют большую часть своей энергии. При этом контейнер обеспечивает защиту от  излучения во  всех направлениях от  контейнера и  соблюдение требований по  радиационной безопасности при их  хранении»,  — объясняет Ташлыков.

Посчитано, что для переработки одинакового объема ЖРО при использовании предлагаемой модели потребуется в  пять-шесть раз меньше контейнеров, чем при традиционной схеме, когда сорбент, содержащий радиоактивные изотопы, смешивается с  цементным раствором и  размещается внутри контейнера. Таким образом, разработанный контейнер перспективен для хранения отвержденных ЖРО с  обеспечением необходимой радиационной защиты.

Справка

ЖРО образуются при эксплуатации и  выводе из  эксплуатации АЭС, например, при удалении радиоактивных изотопов из  воды, которой охлаждают активную зону реакторов или при дезактивации оборудования атомных станций. Контейнеры необходимы для транспортирования и  долгосрочного размещения отходов на  объектах хранения с  одновременным условием обеспечения безопасности работников и  окружающей среды.

Ранее ученые УрФУ промоделировали эффективность подобных контейнеров, в  которых наполнителем служили некоторые дешевые породы (известняк, риолит и  т.  д.). Оказалось, что наибольшей способностью снижать гамма-излучение от  радиоактивных отходов, находящихся внутри контейнера, обладает базальт. Применение стальной капсулы с  отвержденными ЖРО, слоя базальта и  бетонных стенок контейнера снижает уровень гамма-излучения отходов до  безопасного. Базальт распространен в  Египте, где в  настоящее время силами корпорации «Росатом» строится атомная электростанция «Эль-Дабаа». Этим объясняется внимание к  защитным свойствам базальта со  стороны аспирантов и  соавторов Олега Ташлыкова из  Египта.

Ученые УрФУ продолжают поиск наиболее оптимального состава защитных контейнеров для экономичного и  максимально безопасного транспортирования и  хранения ЖРО. Следующие работы будут посвящены исследованию защитных свойств низкоактивных измельченных металлических элементов, которые образуются при ремонтах и  демонтаже радиоактивного оборудования АЭС. По  прогнозам исследователей, использование этих материалов позволит решать сразу несколько задач: создавать дополнительное экранирование контейнеров, одновременно увеличивая их  емкость по  размещаемой радиоактивности и  вместе с  тем утилизировать низкоактивные металлические отходы, сокращая затраты на  их  переработку.