Тематический обзор приурочен к 60-летию ГНУ «Объединенный институт энергетических и ядерных исследований – «Сосны» НАН Беларуси.
Представлен обзор мирового опыта в области обращения с РАО (Радиоактивные отходы). Исследованы методы абразивной очистки трубопроводов ядерно-энергетических установок. Изучены свойства природных глин месторождений Беларуси для возможности их использования в составе подстилающего экрана пункта захоронения низко- и среднеактивных отходов АЭС (Атомная электростанция). Рассмотрена интегральная модель захоронения РАО методом самопогружения тепловыделяющей капсулы. Приведены перспективные технологии цементирования высокоактивных отходов, остекловывания ВАО (Высокоактивные отходы), осветления растворов ОЯТ (Облучённое ядерное топливо), осушки разрушенного отработавшего ядерного топлива, очистки химически и радиоактивно загрязненного грунта.
Представлены документы из фонда РНТБ, а также аннотированные описания электронных ресурсов и ссылки на полные тексты.
С полными текстами статей можно ознакомиться в зале информационно-справочной службы, комната 613, и в читальном зале периодических изданий, комната 614. Телефон для справок +375 17 226 61 88.
Влияние минерализованного раствора на защитные свойства глин при изоляции радиоактивных отходов / Н. А. Маковская, Т. Г. Леонтьева, А. А. Баклай, Д. А. Кузьмук // Весці Нацыянальнай акадэміі навук Беларусі. Серыя фізіка-тэхнічных навук. – 2024. – Т. 69, № 3. – С. 233–243.
Изучены минеральный состав, сорбционные и фильтрационные свойства образцов природных глин месторождений «Городное» Брестской области и «Марковское» Гомельской области. Глинистый минерал монтмориллонит, входящий в состав глин, имеет в своей структуре иллитовую фазу, которая содержит высокоселективные центры сорбции 137Cs. Сорбция 85Sr в основном осуществляется на монтмориллоните. Выявлено, что минерализованный раствор, моделирующий химический состав поровой влаги в случае проникновения воды и последовательного прохождения через слои бетон – Na-бентонит – бетон пункта захоронения радиоактивных отходов не влияет на сорбцию 137Cs, но оказывает значительное влияние на сорбцию 85Sr. Коэффициент распределения (Kd) 137Cs для исследованных образцов глин из модельного минерализованного раствора составляет более 103 дм3/кг, что свидетельствует о высоких сорбционных свойствах данных глин по отношению к 137Cs. Значения Kd85Sr для образцов глин при сорбции из модельного минерализованного раствора в 30 раз ниже Kd137Cs, что связано в основном с конкуренцией ионов стронция и кальция. Значения коэффициентов фильтрации для образцов глин из месторождений «Городное» и «Марковское» после взаимодействия с модельным минерализованным раствором возрастают в 2,4 и 1,3 раза соответственно по сравнению с необработанными образцами данных глин. Это свидетельствует о том, что глина месторождения «Марковское» более устойчива к воздействию модельного минерализованного раствора, чем глина месторождения «Городное». Установлено, что глина месторождения «Марковское» может быть использована в составе подстилающего экрана пункта захоронения низко- и среднеактивных отходов АЭС.
Исследование образования горючих газов и выхода радионуклидов при обращении с разрушенным ОЯТ ВВЭР во время и после осушки / А. З. Гаязов, А. Ю. Лещенко, В. П. Смирнов [и др.] // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. – 2024. – № 2. – С. 59–73.
Приведены результаты экспериментов по исследованию осушки разрушенного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) водо-водяного энергетического реактора после хранения во влажной среде с целью обоснования пожаровзрывобезопасности герметичных пеналов с осушенным ОЯТ при транспортировании, хранении и переработке. На этапе выдержки ОЯТ в растворе борной кислоты в экспериментах определены концентрации урана, плутония и удельная активность продуктов деления в растворе модельных пеналов с ОЯТ. Произведена термовакуумная сушка пеналов с ОЯТ и определены параметры осушки (температура, остаточное давление, скорость осушки), выход водорода и активности 85Kr в процессе осушки, а также аэрозольный выход радионуклидов на фильтры системы термовакуумной сушки ОЯТ. Исследовано накопление водорода в герметичном модельном пенале с осушенным ОЯТ вследствие радиолиза гидратированных продуктов коррозии оксидного ОЯТ, а также изучен выход газообразных продуктов деления в объем пенала. Произведена расчетная оценка количества гидратированных продуктов коррозии оксида урана после хранения в водной среде и определен их химический состав после проведения термовакуумной сушки.
Корчагина, О. О. Интегральная модель захоронения долгоживущих РАО методом «самопогружения» / О. О. Корчагина, Л. В. Матвеев // Известия Российской академии наук. Энергетика. – 2025. – № 1. – С. 48–60.
Представленная интегральная модель захоронения РАО методом самопогружения тепловыделяющей капсулы в геологических породах включает три этапа: этап разогрева и начала плавления окружающей породы вокруг неподвижной капсулы, этап квазистационарного движения капсулы и этап торможения ее движения. Показано, что в результате опускания капсулы в плавящейся породе происходит фокусировка теплового потока, так что движение капсулы продолжается и при мощности энерговыделения существенно меньшей, чем критическая величина, необходимая для начала плавления. Проанализированы возможный состав РАО в капсуле и глубина погружения в зависимости от среды захоронения.
Непрерывные технологические процессы при переработке ОЯТ для замкнутого ядерного топливного цикла / Ю. С. Мочалов, А. А. Жеребцов, А. Э. Усманов [и др.] // Химическая технология. – 2024. – № 4. – С. 152–160.
Обоснована необходимость в разработке новых аппаратов непрерывного действия в условиях ограничений габаритных размеров по ядерной безопасности. На основании выполненных циклограмм работы аппаратов периодического действия построен график стадий переработки ОЯТ с выделением лимитирующих стадий без дублирования аппаратов. Выполнено проектирование эскизных конструкций аппаратов непрерывного действия основных технологических переделов в технологии замкнутого ядерного топливного цикла.
Обращение со вторичными отходами сорбционной очистки растворной части накопленных высокоактивных отходов методом цементирования / П. В. Козлов, С. М. Шайдуллин, К. Ф. Зубаирова [и др.] // Цемент и его применение. – 2024. – № 3. – С. 59–65.
Исследована возможность цементирования вторичных отходов сорбционной очистки растворной части накопленных высокоактивных отходов (НВАО), находящихся в емкостях-хранилищах. Определены потоки вторичных отходов, образующихся после сорбционной очистки, и выбраны вторичные отходы, с которыми возможно обращение методом цементирования. Проведены сорбционная очистка модельного щелочного раствора НВАО и отверждение упаренного модельного раствора НВАО и отработанного сорбента в цементные матрицы. Получены данные о механической прочности исходных образцов цементных компаундов и образцов после циклов замораживания – оттаивания. Приведены результаты по скорости выщелачивания цезия-137 из цементного компаунда.
Павлова, И. А. Обзор мирового опыта в области обращения с РАО / И. А. Павлова, А. В. Губин // Энергетические установки и технологии. – 2024. – Т. 10, № 4. – С. 56–63. – URL: https://elibrary.ru/item.asp?id=80405824 (дата обращения: 19.06.2025).
Представлен обзор мирового опыта в области захоронения радиоактивных отходов. Рассмотрены существующие концептуальные решения, обеспечивающие безопасное и эффективное хранение РАО, и их особенности. Приведена последовательность действий при выборе геологических формаций для дальнейшего захоронения радиоактивных отходов.
Разработка и испытания эвакуируемого малогабаритного плавителя прямого джоулевого нагрева дизайна ФГУП «ПО «Маяк» для отверждения ЖРО от переработки ОЯТ в боросиликатное стекло в рамках создания нового комплекса остекловывания ВАО / М. Б. Ремизов, А. Б. Мелентьев, С. М. Шайдуллин [и др.] // Радиоактивные отходы. – 2024. – № 1. – С. 35–46. – URL: https://elibrary.ru/item.asp?id=64322354 (дата обращения: 19.06.2025).
Рассмотрены концептуальные и технические решения по технологии остекловывания ВАО на радиохимическом производстве ФГУП «ПО «Маяк» для различных видов жидких ВАО. Проведен анализ основных отличий перспективного эвакуируемого малогабаритного плавителя от установок, эксплуатировавшихся ранее. Представлены этапы эволюции и результаты испытаний прототипов новых плавителей прямого джоулева нагрева для варки боросиликатного стекла, проводившихся на предприятии в период с 2018 по 2020 год. Отражены широкий спектр выполненных исследований, а также опыт их использования. Приведены характеристики третьего улучшенного прототипа эвакуируемого малогабаритного плавителя дизайна ФГУП «ПО «Маяк», разработанного в 2022 году.
Разработка технологии осветления растворов ОЯТ методом тангенциальной фильтрации для перспективного радиохимического производства / А. Б. Мелентьев, Н. С. Самарина, М. В. Логунов, С. А. Лукин // Труды Кольского научного центра РАН. Серия: Технические науки. – 2024. – Т. 15, № 1. – С. 289–293. – URL: https://elibrary.ru/item.asp?id=80432887 (дата обращения: 19.06.2025).
Предложена технология осветления растворов ОЯТ методом тангенциальной фильтрации для реализации на перспективном радиохимическом производстве. Приведена структурная схема. Работа узла тангенциальной фильтрации в связке с центрифугой, которая применяется для отмывки пульпы от ценных компонентов, позволяет существенно сократить объемы промывных растворов, поступающих на переработку, что приводит к сокращению объемов ЖРО производства.
Стендовые испытания технологии очистки химически и радиоактивно загрязненного грунта / А. П. Варлаков, А. В. Германов, М. А. Маряхин [и др.] // Радиоактивные отходы. – 2025. – № 1. – С. 36–43. – URL: https://elibrary.ru/item.asp?id=80576957 (дата обращения: 19.06.2025).
Изложены результаты испытания на опытном стенде технологии очистки химически и радиоактивно загрязненных грунтов, относящихся к категории низкоактивных радиоактивных отходов (НАО) и материалов ограниченного использования, которые образуются при выводе из эксплуатации промышленной площадки ядерно- и радиационно опасного объекта (ЯРОО). Приведены коэффициенты очистки грунта от радионуклидов и химических загрязнителей, а также основные параметры данного процесса, основанного на комбинации методов гидросепарации и последующей ультразвуковой обработки в растворах реагентов. Представлены технические предложения по обращению с исходным грунтом, вторичными радиоактивными отходами (РАО) и продуктами очистки.
Структурные особенности и свойства натриево-рубидиевых алюмоборосиликатных стекол с добавлением циркония / В. Е. Еремяшев, Г. Г. Кориневская, Д. Е. Живулин, В. Н. Бочаров // Стекло и керамика. – 2024. – № 8. – С. 11–19.
Методами колебательной спектроскопии исследована структура матричных материалов, синтезированных быстрым охлаждением натриево-рубидиевых алюмоборосиликатных расплавов с добавлением циркония. В структуре формирующегося стекла установлено значительное влияние циркония на соотношение основных структурных единиц и распределения катионов-модификаторов между ними. Полученные результаты были использованы для объяснения изменения значения температуры перехода стекло-расплав и плотности синтезированных образцов и рекомендованы к использованию при корректировке состава и параметров синтеза матричных материалов для иммобилизации высокоактивных радиоактивных отходов, содержащих значительные количества циркония.
Экспериментальное исследование эффективности абразивной очистки трубопроводов ядерно-энергетических установок / С. Е. Щеклеин, А. Н. Сергеев, О. А. Сурганов, А. Г. Шастин // Альтернативная энергетика и экология. – 2024. – № 1. – С. 214–224.
В процессе эксплуатации энергоблоков АЭС в трубопроводах различных систем происходит накопление радиоактивных отложений, создающих впоследствии высокие дозовые нагрузки на персонал, выполняющий работы по демонтажу данных трубопроводов в рамках ремонта или вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС. Приведены экспериментальные результаты абразивной очистки металлических поверхностей от накопившихся загрязнений, имитирующих радиоактивные отложения пароводяных контуров ядерно-энергетических установок. Проведено сравнение качества очистки поверхностей различными абразивными составами с применением стандартизированного визуального метода. Даны рекомендации о дальнейших шагах по развитию методов бездемонтажной внутритрубной абразивной дезактивации.
Abdel Mohsen Onsy Mohamed. Enhancing radioactive waste management with cutting-edge digital technologies: a review / Abdel Mohsen Onsy Mohamed // Academia Engineering. – 2024. – Vol. 1, iss. 4. – URL: org/10.20935/AcadEng7385 (date of access: 19.06.2025).
Переведенное заглавие: Использование передовых цифровых технологий для совершенствования обращения с радиоактивными отходами: обзор.
Рассмотрено применения технологий, таких как: искусственный интеллект (ИИ), машинное обучение (ML), Интернет вещей (IoT), блокчейн и робототехника, для утилизации радиоактивных отходов. Описаны проблемы и перспективы внедрения этих технологий в секторе ядерной энергетики.
Abdel Rahman, R. O. Nuclear waste management: a mini review on waste package characterization approaches / R. O. Abdel Rahman, M. I. Ojovan // Science and Technology of Nuclear Installations. – 2024. – Vol. 2024, iss. 1. – URL: https://doi.org/10.1155/2024/2980143 (date of access: 19.06.2025).
Переведенное заглавие: Обращение с ядерными отходами: мини-обзор подходов к определению характеристик упаковки РАО.
Рассмотрены методы определения характеристик упаковки и обработки ядерных отходов. Описаны неразрушающие методы анализа упакованных ядерных отходов.
Arinze, E. E. Suitability of bentonite-stabilized laterite for use as a material for nuclear waste containment in Sub-Saharan Africa / E. E. Arinze, C. T. Davie // Journal of Engineering. – 2025. – Vol. 2025, iss. 1. – URL: https://doi.org/10.1155/je/5542006 (date of access: 19.06.2025).
Переведенное заглавие: Пригодность латерита, стабилизированного бентонитом, для использования в качестве материала для локализации ядерных отходов в странах Африки к югу от Сахары.
Рассмотрена возможность использования латеритной смеси, стабилизированной бентонитом, в качестве материала для локализации ядерных отходов в странах Африки к югу от Сахары. Проанализированы технические характеристики композиционного материала, включая его способность к уплотнению, проницаемость, набухание и удельный вес. Проведены испытания коммерчески добываемых MX-бентонита и латерита для оценки их технических свойств. Проницаемость смесей увеличилась до 4,3Е − 12, 5,5 Е − 12, 3,8Е − 11 и 2,5 Е − 11 м/с соответственно, при содержании латерита в композите 10%, 20%, 30% и 40% соответственно. Аналогичным образом, давление набухания увеличилось с 0,8 МПа до 1,7, 2,1, 2,5 и 2,8 МПа, соответственно, при содержании бентонита 60%, 70%, 80%, 90% и 100%. Результаты показывают, что добавление латерита улучшает уплотняющие свойства смеси, снижает концентрацию глины, повышает проницаемость, уменьшает водопоглощение и снижает способность к набуханию.
Effects of gamma ray irradiation on physicochemical characteristics and leaching behaviors of spent radioactive anion exchange resin / Seung Joo Lim, Wang-Kyu Choi, Mansoo Choi [et al.] // International Journal of Energy Research. – 2025. – Vol. 2025, iss. 1. – URL: https://doi.org/10.1155/er/8580010 (date of access: 19.06.2025).
Переведенное заглавие: Влияние гамма-излучения на физико-химические характеристики и свойства обесцвечивания отработанной радиоактивной анионообменной смолы.
Облучение отработанных анионообменных смол гамма-излучением привело к изменениям физико-химических свойств. Основная цепь поли (стирол-дивинилбензол) (PS-DVB) подверглась окислению, что привело к образованию различных кислородных связей. Повреждение функциональной группы было подтверждено разложением и окислением четвертичной аммониевой группы. Термический анализ показал повышение температуры разложения и увеличение количества остаточных продуктов, что указывает на интенсивные реакции сшивания при увеличении дозы облучения. В облученных анионообменных смолах наблюдалось значительное выделение ионов кобальта и органических веществ. Захоронение отработанных смол на объектах по переработке радиоактивных отходов сопряжено со значительным риском выщелачивания комплексообразователей и комплексообразующих радиоактивных изотопов.
Вы можете заказать представленные на выставке издания, используя форму. Мы забронируем их для вас и сообщим, в каком читальном зале они будут доступны.
Заказать издания может только читатель РНТБ.
Вы также можете заказать фрагменты полных текстов, воспользовавшись услугой электронная доставка документов либо услугой электронный абонемент (услуги платные).