Ученые Уральского федерального университета спроектировали контейнер для хранения отвержденных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих «долгоживущие» цезий-137 и кобальт-60 — наиболее потенциально опасные из всех радиоактивных отходов. Благодаря оригинальной конструкции и начинке смоделированные контейнеры способны снизить излучение от радиоактивных отходов (РАО) до безопасного уровня. Один такой контейнер может заменить пять-шесть контейнеров традиционного типа. Статья о проведенной научной работе опубликована в журнале Progress in Nuclear Energy.
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. см3 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.
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.