Статья: ПЕТРОГРАФИЯ УЧАСТКА РАЗМЕЩЕНИЯ ГЛУБИННОГО ОБЪЕКТА ОКОНЧАТЕЛЬНОЙ ИЗОЛЯЦИИ РАО (2024)

В статье представлены результаты оценки состояния загрязнения окружающей среды в районе расположения шламовых полей отходов сублиматного производства в г. Ангарске. Радиационная обстановка характеризуется фоновыми показателями мощности дозы гамма-излучения на открытой местности. Отходы производства плавиковой кислоты, представляющие собой отвалы фторгипса, содержат природные радионуклиды на уровне, допускающем их использование в качестве строительных материалов (Аэфф = 9 Бк/кг). Анализ радиоэкологической обстановки в районе расположения обводненных шламоотстойников, куда сбрасывались отходы производства по обогащению урана, указывает на наличие грунтов, загрязненных техногенными радионуклидами 137Cs и 241Am и изотопами урана. Выявлены участки территории, на которых удельная активность 241Am превышает критерий отнесения к радиоактивным отходам (РАО). Изучение донных отложений шламоотстойников показало выраженную пространственную гетерогенность распределения техногенных радионуклидов. Удельная активность 241Am достигает значений, превышающих критерии отнесения к категории очень низкоактивных отходов. С учетом того факта, что исследуемые хранилища отходов расположены в высокопроницаемых грунтах, существует потенциальная опасность миграции техногенных радионуклидов и загрязнения подземных вод. Используемую технологию консервации шламоотстойников отсыпкой грунтом с защитным покрытием можно рассматривать в качестве временной меры до принятия решений по их изоляции и для предотвращения загрязнения подземных вод.

В статье рассмотрены актуальные проблемы объектов мирных ядерных взрывов (МЯВ) как пунктов размещения особых радиоактивных отходов. Из восьмидесяти объектов МЯВ на территории России более пятидесяти в той или иной степени относятся к топливно-энергетическому комплексу (ТЭК) и связанному с ним недропользованию. Приводятся перечень необходимых мероприятий по радиоэкологической безопасности и условия их обеспечения на месторождениях углеводородов в районах МЯВ. Обсуждаются несоответствия в нормативно-правовой базе, вопросы лицензирования, мониторинга, экологической реабилитации, регламента эксплуатации и вывода из эксплуатации, необходимость охранных зон в недрах и на поверхности и др.

В статье рассматриваются мировой и российский опыт использования методов атомистического моделирования вещества для изучения свойств глинистых и цементных материалов с целью обоснования долговременной безопасности пунктов захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО). Приводится общая характеристика метода молекулярно-динамического моделирования и примеры решаемых с его помощью задач. Обсуждается точность получаемых параметров и коэффициентов и возможность их встраивания в много- масштабные модели с целью прогнозирования эволюции инженерных барьеров безопасности ПЗРО.

Рассмотрена возможность оптимизации конструкции и материалов защитных экранов пункта приповерхностного захоронения радиоактивных отходов (ППЗРО) при условии залегания УГВ ниже его основания. Приведены результаты расчетов, из которых следует, что расположение в нижнем защитном экране дренажных окон (вместо использования конструкции со сплошным глиняным замком) дает существенное снижение выхода радионуклидов из ППЗРО в подземные воды. Также показано преимущество применения в боковом защитном экране гравийно-песчаной смеси вместо глины, благодаря чему происходит дополнительный отвод воды, поступающей с инфильтрующимися атмосферными осадками, от отсека с упаковками РАО.

В статье рассматриваются показатели свойств глинистых материалов, имеющих определяющее значение для геотехнических характеристик барьеров безопасности при захоронении радиоактивных отходов. При сопоставлении этих показателей в стандартных условиях эксперимента показаны преимущества бентонитовых глин и существенное снижение изолирующих свойств глинистых материалов при уменьшении содержания смектита и увеличении других компонентов, в том числе каолинита. Каолиновые глины показали наихудшие изоляционные свойства и не могут быть рекомендованы в качестве барьерного материала для изоляции РАО, добавка их в бентонитовые глины приводит к закономерному снижению показателей свойств.

Статья посвящена анализу положений действующих нормативно-правовых актов при обращении с грунтами промышленных площадок, загрязненными химическими веществами, в части их изъятия и присвоения статуса отходов производства и потребления. Рассмотрены особенности методик категорирования грунтов и классификации отходов, варианты обращения с ними в аспекте их применения на объектах атомной отрасли, а также сформулированы предложения по их корректировке.

При работе установок управляемого термоядерного синтеза (УУТС) образуются радиоактивные отходы (РАО). Несмотря на то что они не высокоактивные, их активность и количество являются лимитирующими факторами в части общественной приемлемости и устойчивого развития термоядерной энергетики. В статье рассматриваются основные источники образования РАО для УУТС, их особенности и возможные методы обращения с ними. Показано, что для ряда потоков отходов требуется создание новых технологий переработки. Отдельно рассмотрены вопросы радиоактивных отходов международного термоядерного реактора (ИТЭР). Проведены расчеты активации материалов российской установки ТРТ, показывающие, что в ходе ее эксплуатации к РАО будут относиться материалы первой стенки и вакуумной камеры. Заблаговременное планирование обращения с РАО УУТС позволит оптимизировать материальные затраты и дозовые нагрузки на персонал при эксплуатации и выводе из эксплуатации установок.

В статье рассмотрены вопросы пожаровзрывоопасности (ПВО) технологии кондиционирования отработавших ионообменных смол (ОИОС) средне- и низкоактивных категорий методом осушки с целью оценки возможности ее применения и обоснования соответствия осушенных ОИОС критериям приемлемости для захоронения. Рассмотрены процессы образования потенциально ПВО газов при осушке модельных растворов радиоактивных отходов (РАО) в виде ОИОС с учетом их химического состава в емкостях хранения на АЭС. Проанализирован вопрос потенциальной возможности самовоспламенения осушенных ОИОС после формирования упаковки РАО.