Nội dung được dịch bởi AI, chỉ mang tính chất tham khảo
Khả năng thu hồi ống graphite đã sử dụng từ các lò phản ứng của Nhà máy Hóa chất Siberia bằng phương pháp thiêu hủy
Tóm tắt
Hàng nghìn tấn ống graphite đã qua sử dụng, hiện đang được lưu trữ tại các cơ sở lưu giữ chất thải rắn, đã được tích tụ. Cấu trúc và tình trạng của hầu hết các cơ sở lưu trữ này không đáp ứng yêu cầu hiện đại do thời gian dài hoạt động và vì độ sâu của chúng đạt đến tầng nước ngầm nếu không có các rào chắn bảo vệ cần thiết. Do đó, có nguy cơ thực sự rằng các radionuclide sẽ gây ô nhiễm nước ngầm và môi trường xung quanh. Để ngăn chặn điều này xảy ra, một hệ thống các biện pháp cần phải được thực hiện để thiết lập các rào chắn an toàn cần thiết hoặc các trang thiết bị này phải được tiêu hủy. Kết quả của một cuộc điều tra về ô nhiễm phóng xạ của các ống graphite đã qua sử dụng từ Nhà máy Hóa chất Siberia được báo cáo. Các kết quả này cho thấy mức độ ô nhiễm khá thấp của các ống cho phép thu hồi chúng bằng phương pháp thiêu hủy. Bằng cách làm đó, rủi ro về tác động tiêu cực đến sức khỏe cộng đồng trong khu vực của nhà máy do sự phát thải 14C vào khí quyển sẽ trở nên không đáng kể.
Từ khóa
#ống graphite đã qua sử dụng #ô nhiễm phóng xạ #bảo vệ môi trường #phương pháp thiêu hủy #Nhà máy Hóa chất SiberiaTài liệu tham khảo
A. Wickham, G. Neigbour, and M. Dubourg, “The uncertain future for nuclear graphite disposal: crisis or opportunity?” in: Proceedings of the Technical Committee Meeting on Nuclear Graphite Waste Management, Manchester, United Kingdom, October 18–20, 1999.
A. V. Bushuev, Yu. M. Verzilov, V. N. Zubarev, et al., “Fission products and actinides in spent graphite sleeves from reactors at the Siberian Chemical Combine,” At. Énerg., 89, No.2, 139–146 (2000).
A. V. Bushuev, Yu. M. Verzilov, V. N. Zubarev, et al., “Content of actinides in graphite from the decommissioned plutonium production reactors of the Siberian group of chemical enterprises,” in: Proceedings of the ICEM' 99 Conference, Nagoya, Japan, September 26–30, 1999.
Yu. M. Verzilov, A. V. Bushuev, V. N. Zubarev, et al., “Characterization of the beta-emitting radionuclides in graphite from reactor moderator stack and research reactor thermal column,” ibid., September 26–30, 1999.
A. V. Bushuev, Yu. M. Verzilov, V. N. Zubarev, et al., “Radionuclide characterization of graphite stacks from plutonium production reactors of the Siberian group of chemical enterprises,” in: Proceedings of Meeting on Nuclear Graphite Disposal, Manchester, England, October 18–20, 1999.
A. V. Bushuev, Yu. M. Verzilov, V. N. Zubarev, et al., “60Co content in spent graphite masonry from commercial reactors,” At. Énerg., 86, No.3, 183–188 (1999).
A. V. Bushuev, Yu. M. Verzilov, V. N. Zubarev, et al., “Experimental study on radioactive contamination of spent rector graphite from the SGCE (Tomsk-7) plutonium production reactors,” in Proceedings of ICEM' 01 Conf., Brugge, Belgium, 30.09–4.10.2001.
“Method for measuring the 3H and 14C content in samples of reactor graphite by liquid scintillation radiometry,” MVI Certificate No. 40090/82930, Center for the Metrology of Ionizing Radiation (1998).
M. Wise, “Management of UKAEA graphite liabilities,” in: Proceedings of Technical Committee Meeting on Nuclear Graphite Waste Management, Manchester, United Kingdom, October 18–20, 1999.
J. Mason and D. Bradbury, “Pyrolysis and its potential use in nuclear graphite disposal,” ibid. October 18–20, 1999.
M. Dubourg, “Solution to level 3 dismantling of gas-cooled reactors: the graphite incineration,” Nucl. Eng. Design, 154, 73–77 (1995).
Radiation Safety Standards NRB-99, St. Petersburg 2.6.1. 758-99, Official publication, Minzdrav Rossii, Moscow (1999).
V. I. Bulanenko and V. V. Frolov, “Radiation characteristics of fuel residues in the masonry of decommissioned uranium –graphite reactors,” At. Énerg., 78, No.6, 396–400 (1995).
V. S. Vnukov, O. V. Sichkaruk, and L. I. Chkuaseli, “Nuclear safety in handling radioactive wastes containing fissioning material,” At. Énerg., 88, No.5, 362–370 (2000).