1 Изобретение относитс к способам захоронени отработавших высокоакти ных источников ионизирующего излуче ни в подземные хранилища колодезно го типа и может быть использовано на централизованных пунктах захорон ни радиоактивных отходов дл обезв реживани отработавших срок службы источников ионизирующего излучени Целью предлагаемого изобретени вл етс улучшение физико-химических свойств композиции, включающей захораниваемые источники, повышение степени безопасности и надежности хранени отработавших высокоактивны источников и увеличение эффективнос ти использовани хранилища. Сущность способа заключаетс в том, что в хранилище последовательн загружают порцию отработавших источ ников таким образом, чтобы удельна активность на единицу высоты хранилища удовлетвор ла соотношению I - -iiAllie:--. . где А - активность, приход ща с на единицу высоты,хранилища; Xg теплопроводность материала колодца - средн энерги одного распада { иТ) допустимый нагрев внутри хранилища; и порцию металла спл ва с температурой плавлени ниже -660 с и омоноличивают полученн-уто композицию. Плавление металла или сплава не должно нарушать целостности оболочки источников, так как это может привести к выходу радиоактивности наружу. Следствием этого вл етс ограничение сверху температуры плав лени металла илисплава - именно, поскольку оболочки источников изготавливают из А1 с ТПР 660 С или нержавеющей стали с Т j 1400С, температура плавлени металла и сплава должна быть меньще 660 С, та как поступление источников с оболоч ками из различных материалов равноверо тно . В результате указанного действи источники фиксируютс в матричном материале, образу композицию с улучшенными физико-химическими свой ствами: более высокой теплопроводностью и меньшей поверхностью контакта со средой. Одновременно ограничиваетс плотность радиационного 2 пол и снижаетс температура внутри хранилища. Пример 1, Дл захоронени отработавших источников у-излучени на основе нуклида Со-60 с f 2,5 Мзв, включенных в оболочки из нержавеющей стали, в подземное хранилище диаметром 400 мм удельна активность, согласно предложенному соотношению, не должна превьштАть 600 Ки/см при ( Т)доп 20С и аг 3,58-10 кал/см-с град. В хранилище порци ми, в соответстВИИ с рассчитанной удельной активностью , загружали отработавшие источники Со-60 и алюминиевый сплай с температурой плавлени Т„ 477С и теплопроводностью г- 2-10 кал/см-с « . С помощью нагревател каждую порцию матричного материала расплавл ли . После омоноличивани композиции повьщ1ение температуры в хранилище составило 90°С. Контакт источников с водно-воздушной средой был исключен . Суммарна захораниваема активность при этом составила 100 тыс.Ки, тогда как при известном способе захораниваема активность была 30 тыс. Ки при максимально допустимом нагреве . . Содержание водорода в объеме хранилища снизилось от 2,7 об.% до фонового уровн , ниже предела чувствительности штатного измерител концентрации водорода-хроматографа газохром-3101 . Пример 2. Дл захоронени т отработавших источников у-излучени на основе нуклида Cs-137 с - 0,57 Мэв, включенных в оболочки из алюмини , в подземное хранилище диаметром 400 мм удельна активность, согласно предложенному соотношению, не должна превьш1ать 1600 Ки/см при ( лТ)д,„ 120С и ;t 3,58 -10кал. /см -с-град. В хранилище порци ми, в соответ- : ствии с рассчитанной удельной активностью , загружали отработавшие источники Cs-137 и олов нно-свинцовый сплав с температурой плавлени и теплопроводностью z м 1 кал/ см-с-град. С помощью нагревател каждую порцию матричного материала расплавл ли. 3П После омоноличивани композиции повышение температуры в хранилище составЛ ло , Контакт источников с водно-воздушной средой был исключен . Суммарна захораниваема активность при этом бьша в 8 раз больше чем при известном способе. Содержание водорода в объеме хранилища снизилось до фонового уровн , А382 Как видно из приведенных примеров предложенный способ позвол ет значительно (в 3-8 раз) увеличить загрузку хранилища отработавшими источниками ионизирующего излучени , снизить температурные нагрузки на оболочку хранилища, полностью устранить контакт источников с водно-воздушной Q средой и практически исключить накапливание водорода в объеме хранилища. Тем самым обеспечиваетс высока наг дежность захоронени .1 The invention relates to methods of burial of spent high-level ionizing radiation sources or underground well-type storage facilities and can be used at centralized disposal sites of radioactive waste for decontamination of spent service life sources of ionizing radiation. The purpose of the present invention is to improve the physicochemical properties of the composition including stored sources, increasing the degree of safety and reliability of storage of spent highly active sources Ikov and increase effektivnos minute using storage. The essence of the method lies in the fact that a portion of the spent sources is sequentially loaded into the storage in such a way that the specific activity per unit height of the storage satisfies the ratio I - -iiAllie: -. . where A is the activity coming from per unit height, storage; Xg thermal conductivity of the material of the well - the average single decay energy (IT) permissible heating inside the repository; and a portion of the metal alloyed with a melting point below -660 s and the composition obtained is monolithised. Melting of a metal or alloy should not violate the integrity of the envelope of the sources, as this may lead to the release of radioactivity to the outside. This has the effect of limiting the melting temperature of the metal or the alloy from above — namely, since the shells of the sources are made of A1 with a TPR of 660 C or stainless steel with T j 1400 C, the melting point of the metal and alloy must be less than 660 C, such as the input of sources with shells from different materials equally. As a result of this action, the sources are fixed in the matrix material, forming a composition with improved physicochemical properties: higher thermal conductivity and a smaller surface contact with the medium. At the same time, the radiation density of the 2 nd floor is limited and the temperature inside the store decreases. Example 1 For the disposal of spent y-radiation sources based on a Co-60 nuclide with f 2.5 Msv incorporated into stainless steel casings into an underground repository 400 mm in diameter, the specific activity should not exceed 600 Ci / cm at (T) additional 20C and ar 3.58-10 cal / cm-hail. In storage, portions, in accordance with the calculated specific activity, were loaded spent sources of Co-60 and aluminum splines with a melting point of T ≤ 47 ° C and thermal conductivity of 2-10 cal / cm-s. Using a heater, each portion of the matrix material was melted. After monolithing the composition, the increase in temperature in the storage facility was 90 ° C. Contact of sources with water / air was excluded. The total stored activity in this case amounted to 100 thousand Ki, while with the known method the stored activity was 30 thousand Ki with the maximum permissible heating. . The hydrogen content in the storage volume decreased from 2.7% by volume to the background level, below the sensitivity limit of the standard measuring instrument of the concentration concentration of the hydrochromatograph gaschrom-3101. Example 2. For burial of spent y-radiation sources on the basis of the Cs-137 nuclide with - 0.57 MeV, included in the shells of aluminum, in the underground storage with a diameter of 400 mm, the specific activity, according to the proposed ratio, should not exceed 1600 Ci / cm with (LT) d, „120С and; t 3.58 -10 cal. / cm-s-grad. In storage, portions, in accordance with the calculated specific activity, were loaded spent sources of Cs-137 and a tin-lead alloy with a melting point and thermal conductivity of z m 1 cal / cm-s-deg. Using a heater, each portion of the matrix material was melted. 3P After monolithing the composition, the temperature increase in the storage was made up. Contact of sources with water-air medium was excluded. In this case, the total disposed activity was 8 times more than with the known method. The hydrogen content in the storage volume decreased to the background level, А382 As can be seen from the given examples, the proposed method allows significantly (by 3-8 times) to increase the storage load by spent ionizing radiation sources, to reduce temperature loads on the storage envelope, to completely eliminate contact of water sources with air Q environment and virtually eliminate the accumulation of hydrogen in the storage volume. This ensures high burial capacity.