Анализ проблем управления твердыми радиоактивными отходами на примере радиоактивного изотопа 14С

Обложка

Цитировать

Полный текст

Аннотация

Управление отходами облученного графита продолжает привлекать к себе внимание специалистов ряда смежных отраслей не только в связи с технической и экономической составляющей, но и учитывая то, что твердые радиоактивные отходы, попадая в окружающую среду и в процессе утилизации, приобретают биогенный характер. Экологическая опасность при обращении с ТРО связана с возможностью поступления биологически значимого 14С в организм человека.

Учитывая особенности жизненного цикла радиоактивного изотопа 14С, мы на его примере проанализировали проблемы управления твердыми радиоактивными отходами в целом.

С развитием атомной промышленности 14С стал одним из источников глобального и локального загрязнений. В качестве источников 14С рассматриваются не только последствия термоядерных взрывов, но и работа АЭС, предприятий ЯТЦ, изотопных производств по получению препаратов, меченых 14С, научно-исследовательских учреждений.

Мировой объем накопленного реакторного графита оценивается в 250 тысяч тонн. В Российской Федерации общий объем составляет примерно 60 тысяч тонн графита, при этом доля облученного графита составляет 24%.

Изучив и проанализировав статистические данные научных исследований методами обработки обобщенных данных, систематизации и сравнительного анализа мы позволили себе сделать общее заключение о современных подходах и актуальности решения проблемы обращения ТРО на примере радиоактивного изотопа 14С.

Об авторах

Владимир Вениаминович Перелыгин

Санкт-Петербургский государственный химико-фармацевтический университет Министерства здравоохранения Российской Федерации

Email: vladimir.pereligin@pharminnotech.com
ORCID iD: 0000-0002-0999-5644
SPIN-код: 3128-7451
Scopus Author ID: 13105602000
ResearcherId: AAV-6556-2020

д-р мед. наук, профессор, заведующий кафедрой промышленной экологии

Россия, Санкт-Петербург

Петр Константинович Котенко

Всероссийский центр экстренной и радиационной медицины
им. А. М. Никифорова МЧС России

Email: mil.med.kot@gmail.com

д-р мед. наук, профессор, заведующий кафедрой безопасности жизнедеятельности, экстремальной и радиационной медицины

Россия, Санкт-Петербург

Александра Германовна Подборонова

Санкт-Петербургский государственный химико-фармацевтический университет Министерства здравоохранения Российской Федерации; Радиевый институт имени В. Г. Хлопина

Email: podboronova.aleksandra@pharminnotech.com

магистрант, инженер 2 категории Лаборатории комплексных технологий по выделению изотопов и продуктов деления

Россия, Санкт-Петербург; Санкт-Петербург

Михаил Владимирович Жариков

Санкт-Петербургский государственный химико-фармацевтический университет Министерства здравоохранения Российской Федерации

Автор, ответственный за переписку.
Email: zharikov.mihail@pharminnotech.com
ORCID iD: 0000-0003-0720-501X
SPIN-код: 7818-7228
ResearcherId: AAS-9156-2021

магистрант

Россия, Санкт-Петербург

Людмила Валерьевна Склярова

Санкт-Петербургский государственный химико-фармацевтический университет Министерства здравоохранения Российской Федерации

Email: sklyarova.lyudmila@spcpu.ru

магистрант

Россия, Санкт-Петербург

Список литературы

  1. Былкин Б. К. Радиоактивные отходы при демонтаже реакторных установок АЭС / Б. К. Былкин, Г. Б. Давыдова, Е. А. Журбенко // Атомная энергия. – 2011. – Т. 110. – №. 3. – С. 171–172.
  2. Программа деятельности Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» на долгосрочный период (2009–2015 годы). Утверждена постановлением Правительства РФ от 20 сентября 2008 г. № 705.
  3. Дорофеев А. Н. К вопросу захоронения реакторного графита / А. Н. Дорофеев, Е. А. Комаров, Е. В. Захарова [и др.] // Радиоактивные отходы. – 2019. – № 2 (7). – С. 18–30. https://doi.org/10.25283/2587-9707-2019-2-18-30
  4. Бодров О. В. Современные вызовы и возможные решения по обращению с реакторным графитом при выводе из эксплуатации реакторов РБМК / О. В. Бодров, В. Н. Кузнецов, О. Э. Муратов [и др.] – Санкт-Петербург, Челябинск, Висагинас, 2019. – 35 с.
  5. Чеботина М. Я. Особенности накопления радиоуглерода в компонентах природной среды / М. Я. Чеботина, Р. П. Пономарева // Уральский геофизический вестник. – 2007. – № 4 (13). – С. 86–95.
  6. Критерий выбора технологии утилизации реакторного графита // Рекламно-информационное агентство «PRо Атом»: сайт. – URL: http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=9435 (дата обращения: 02.02.2022).
  7. Вергильев Ю. С. Реакторный графит: разработка, производство и свойства / Ю. С. Вергильев, А. Н. Селезнев, А. А. Свиридов [и др.] // Российский химический журнал. – 2006. – Т. 1. – С. 4–12.
  8. Туктаров М. А. Кондиционирование реакторного графита выводимых из эксплуатации уран-графитовых реакторов для целей захоронения / М. А. Туктаров, Л. А. Андреева, А. А. Роменков // Атомная энергия: сайт. – URL: http://www.atomic-energy.ru/articles/2016/06/08/66585 (дата обращения 10.02.2022).
  9. Гирке Н. А. 14C в отработавшем графите уран-графитовых реакторов Сибирского химического комбината / Н. А. Гирке, А. В. Бушуев, А. Ф. Кожин [и др.] // Атомная энергия. – 2012. – Т. 112. – №. 1. – С. 51–53.
  10. Семенов С. Г. Проблемы обращения с радиоактивным графитом при выводе из эксплуатации ядерных реакторов / С. Г. Семенов, А. В. Чесноков // Атомная энергия. – 2018. – Т. 124. – № 5. – С. 286–291.
  11. Акционерное общество «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов». Технические решения и опыт АО «ОДЦ УГР» по обращению с облученным графитом при выводе из эксплуатации // Бесплатная электронная библиотека – собрание публикаций: сайт. – URL: http://librus.dobrota.biz/40tehnicheskie/87659-1-akcionernoe-obschestvo-opitno-demonstracionniy-centr-vivoda-ekspluatacii-uran-grafitovih-yadernih-reakt.php (дата обращения: 02.02.2022).
  12. Постановление Правительства РФ от 19 октября 2012 года № 1069 «О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов (с изменениями на 4 февраля 2015 года)» // Электронный фонд правовой и нормативно-технической документации АО «Кодекс»: сайт. – URL: https://docs.cntd.ru/document/902376375 (дата обращения: 02.02.2022).
  13. Федеральный закон от 11.07.2011 № 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации» (с изменениями на 21 декабря 2021 года) // Электронный фонд правовой и нормативно-технической документации АО «Кодекс»: сайт. – URL: https://docs.cntd.ru/document/902288595 (дата обращения: 02.02.2022).
  14. Волков В. Г. О проблеме заключительного этапа обращения с облученным графитом блоков АЭС с водографитовыми реакторами / В. Г. Волков, Н. Н. Сафронова, Ф. Т. Морозов [и др.] // Радиоактивные отходы. – 2021 – № 2 (15). – С. 10–20. https://doi.org/10.25283/2587-9707-2021-2-10-20
  15. Сорокин В. Т. Стоимость захоронения РАО: зарубежные оценки / В. Т. Сорокин, Д. И. Павлов // Радио- активные отходы. – 2021. – № 2 (15). С. 46–55.
  16. Подземная исследовательская лаборатория в Нижнеканском массиве // Национальный оператор по обращению с радиоактивными отходами: сайт. – URL: https://www.norao.ru/about/underground/ (дата обращения: 06.02.2022).
  17. Приказ Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 25.06.2015 № 243 «Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требования без- опасности»» // Электронный фонд правовой и нормативно-технической документации АО «Кодекс»: сайт. – URL: https://docs.cntd.ru/document/420285869 (дата обращения: 06.02.2022).
  18. Павлюк А. О. Анализ возможности снижения потенциальной опасности графитовых радиоактивных отходов при термической обработке / А. О. Павлюк, С. Г. Котляревский [и др.] // Известия Томского политехнического университета. Инжиниринг георесурсов. – 2017. – Т. 328. – № 8. – С. 24–32.
  19. LaBrier D., Dounzik-Gougar M. L. Identification and location of 14C bearing species in thermally treated neutron irradiated graphite NBG-18 and NBG-25: pre and post thermal treatment // Journal of Nuclear Materials. 2015. Vol. 460. P. 174–183.
  20. Smith T. E., McCrory S., Dunzik-Gougar M. L. Limited oxidation of irradiated graphite waste to remove surface carbon-14 // Nuclear Engineering and Technology. 2013. Vol. 45, no. 2. P. 211–218.
  21. Dunzik-Gougar, M. L., Smith T. E. Removal of carbon-14 from irradiated graphite // Journal of Nuclear Materials. 2014. Vol. 451. P. 328–335.
  22. Chartier A., Brutzel L. V., Pannier B. Atomic scale mechanism for the amorphisation of irradiated graphite // Carbon. 2015. Vol. 91. P.395–407.
  23. Kane J. J., Karthik C., Ubic R., et al. An oxygen transfer model for high purity graphite oxidation // Carbon. 2013. Vol. 59. P. 49–64.
  24. Vulpius D., Baginski K., Kraus B., et al. Thermal treatment of neutron-irradiated nuclear graphite // Nuclear Engineering and Design. 2013. Vol. 265. P. 294–309.
  25. LaBrier D., Dunzik-Gougar, M. L. Characterization of 14C in neutron irradiated NBG-25 nuclear graphite // Journal of Nuclear Materials. 2014. Vol. 448. P. 113–120.
  26. Chi S.-H., Kim G. C. Effects of air flow rate on the oxidation of NBG-18 and NBG-25 nuclear graphite // Journal of Nuclear Materials. 2017. Vol. 491. P. 37–42.
  27. Theodosiou A., Jones A. N., Marsden B.J. Thermal oxidation of nuclear graphite: A large scale waste treatment option // PLoS ONE. 2017. Vol. 12, iss. 8. P. 1–19.
  28. Lo I-H., Yeh T.-K., Patterson E. A., et al. Comparison of oxidation behaviour of nuclear graphite grades at very high temperatures // J. of Nuclear Materials. 2020. Vol. 532. P. 152054. https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152054
  29. Lee J. J., Ghosh T. K., Loyalka S. K. Comparison of NBG-18, NBG-17, IG-110 and IG-11 oxidation kinetics in air // Journal of Nuclear Materials. 2018. Vol. 500 P. 64–71. https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2017.11.053
  30. Фролов В. В. Возможность сжигания облученного графита выводимых из эксплуатации ядерных энергоблоков / В. В. Фролов, А. В. Крючков, Ю. Н. Кузнецов [и др.] // Атомная энергия. – 2004. – Т. 97. – № 5. – С. 372–374.
  31. Патент № 2239899 Российская Федерация, МПК G21F 9/30. Способ обработки радиоактивного графита: № 2002109479/06: заявл. 06.10.2000: опубл. 10.11.2004 // Брэдбери Д., Мейсон Д. Б.; заявители Стадсвик, Инк, Бредбери Дейвид. – 10 с.
  32. Патент № 2546981 Российская Федерация, МПК G21F 9/00 (2006.01). Способ обработки облученного реакторного графита: № 2013146306/07: заявл. 16.10.2013: опубл. 10.04.2015 // Роменков А. А., Туктаров М. А., Карлина О. А., Юрченко А. Ю.; заявитель Открытое акционерное общество «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н. А. Доллежаля». – 11 с.
  33. Dubourg M. Solution to Level 3 Dismantling of Gas-Cooled Reactors: the Graphite Incineration // Nuclear Eng. and Design. 1995. Vol.154, no. 2. P. 47–54.
  34. Gay RL. Method for disposing of radioactive graphite and silicon carbide in graphite fuel elements. US Patent № 544950, 1995.
  35. Патент № 2144421 РФ, МПК G21F 9/32 (2006.01). Способ обработки беспламенным горением радиоактивных углеродсодержащих отходов: № 2006141878/06: заявл. 28.11.2006: опубл. 10.07.2008 // Роменков А. А., Туктаров М. А., Синельников Л. П., Менькин Л. И.; заявители Федеральное государственное унитарное предприятие «Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н. А. Доллежаля», Федеральное государственное унитарное предприятие «Институт реакторных материалов», Закрытое акционерное общество «Химико-металлургические технологии». – 7 с.
  36. Патент № 2390862 РФ, МПК G21F 9/32 (2006.01). Способ обработки беспламенным горением радиоактивных углеродсодержащих веществ: № 2008133972/06: заявл. 18.08.2008: опубл. 27.05.2010 // Роменков А. А., Туктаров М. А.; заявитель Открытое акционерное общество «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н. А. Доллежаля». – 7 с.
  37. Озиашвили Е. Д. Разделение стабильных изотопов углерода / Е. Д. Озиашвили, А. С. Егиазаров // Успехи химии. – 1989. – Т. 58. – № 4. – С. 545–565.
  38. Пигульский С. В. Метод и аппаратура для крупномасштабного процесса лазерного разделения изотопов углерода: специальность 01.04.01 – приборы и методы экспериментальной физики: автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук / Пигульский Сергей Викторович; Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований. – Троицк, 2008. – 36 с.
  39. Патент № 2144421 РФ, МПК B01D 59/00 (2006.01). Способ получения высокообогащенного изотопа 13С: № 98104493/12: заявл. 10.03.1998: опубл. 20.01.2000 // Астахов А. В., Барабанщиков А. А., Баранов Г. А. [и др.]; заявитель Государственное предприятие Научно-исследовательский институт электрофизической аппаратуры им. Д. В. Ефремова. – 6 с.
  40. Летохов В. С. Лазерное разделение изотопов / В. С. Летохов // Атомная энергия. – 1987. – Т. 62. – № 4. – С. 252–263.
  41. Aray S., Sugita K., Isomura S., Kaetsu H. Method of enriching the isotope carbon 13 by means of laser irradiation. US Patent No. 4941956, 1990.
  42. Yamasaki M., Horita Y., Otsubo T., et al. Process for Enriching Carbon 13. US Patent No. 5085748, 1992.
  43. Радиоэкологическая обстановка в регионах расположения предприятий Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» / под общ. ред. И. И. Линге и И. И. Крышева. – Изд.2-е, испр. и доп. – Москва, 2021. – 555 с.
  44. УГЛЕРОД-14: РАЗРЯДИТЕ БОМБУ! // Научно-популярный портал «Вечная Молодость»: сайт. – URL: https://vechnayamolodost.ru/articles/drugienaukiozhizni/uglerazbom9c/ (дата обращения: 01.02.2022).
  45. Демин С. Н. Проблема углерода-14 в районе ПО ”Маяк” / С. Н. Демин // Вопросы радиационной безопасности. – 2000. – №1. – С. 61–66.
  46. Германский А. М. Критерий выбора технологии утилизации реакторного графита / А. М. Германский // Рекламно-информационное агентство «PRо Атом»: сайт. – URL: http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=9435 (дата обращения: 01.02.2022).
  47. Федеральная целевая программа «Медико-санитарное обеспечение современного этапа развития ядерно-энергетического комплекса и других особо опасных производств в условиях ракетного, ядерного и химического разоружения, а также конверсии и разработки новых технологий в 1997-1998 годах» (утв. постановлением Правительства РФ от 22 февраля 1997 г. № 191) / Электронный фонд правовой и нормативно-технической документации АО «Кодекс»: сайт. – URL: https://docs.cntd.ru/document/9038930 (дата обращения 02.02.2022).

Дополнительные файлы

Доп. файлы
Действие
1. JATS XML
Скачать
2. Рис. 1. Доля накопленного облученного графита в России и зарубежных странах в его мировом объеме (%)

Скачать (922KB)
Метаданные
3. Рис. 2. Кривая распада углерода-14

Скачать (91KB)
Метаданные
4. Рис. 3. Образование радиоуглерода и его распределение в окружающей среде

Скачать (149KB)
Метаданные

© Перелыгин В.В., Котенко П.К., Подборонова А.Г., Жариков М.В., Склярова Л.В., 2021

Creative Commons License
Эта статья доступна по лицензии Creative Commons Attribution-NonCommercial-NoDerivatives 4.0 International License.
 


Данный сайт использует cookie-файлы

Продолжая использовать наш сайт, вы даете согласие на обработку файлов cookie, которые обеспечивают правильную работу сайта.

О куки-файлах