SU1184382A1 - Method of burying used highly active sources of ionizing radiation - Google Patents

Method of burying used highly active sources of ionizing radiation Download PDF

Info

Publication number
SU1184382A1
SU1184382A1 SU843752476A SU3752476A SU1184382A1 SU 1184382 A1 SU1184382 A1 SU 1184382A1 SU 843752476 A SU843752476 A SU 843752476A SU 3752476 A SU3752476 A SU 3752476A SU 1184382 A1 SU1184382 A1 SU 1184382A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
storage
attachments
cells
utilities
sources
Prior art date
Application number
SU843752476A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
А.С. Баринов
М.И. Ожован
П.П. Полуэктов
А.С. Поляков
И.А. Соболев
Е.М. Тимофеев
С.А. Третьяк
Л.М. Хомчик
В.В. Ширяев
Original Assignee
Предприятие П/Я Р-6575
Предприятие П/Я А-3425
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Предприятие П/Я Р-6575, Предприятие П/Я А-3425 filed Critical Предприятие П/Я Р-6575
Priority to SU843752476A priority Critical patent/SU1184382A1/en
Application granted granted Critical
Publication of SU1184382A1 publication Critical patent/SU1184382A1/en

Links

Landscapes

  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

СПОСОБ ЗАХОРОНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЩВГО ИЗЛУЧЕНИЯ в подземные хранилища колодезного типа, отличающийс  тем, что, с целью улучшени  физико-химических свойств захораниваемого материала, повышени  степени безопасности и надежности хранени  и увеличени  эффективности использовани  хранилища, в хранилище последовательно загружают порцию отработавших источников таким образом, чтобы удельна  активность на единицу высоты хранилища удовлетвор ла соотношению д . I где А - активность, приход ща с  на единицу высоты хранилища; jcg- теП лопроводность материала колодца; gсредн   энерги  однрго распада; ( ДТ)дор - допустимый нагрев внутри С хранилища, и порцию металла или сплава с температурой плавлени  ниже , и делают композицию монолитной..A method for the disposal of spent high-activity sources of ionizing radiation to underground well-type storage facilities, characterized in that, in order to improve the physicochemical properties of the stored material, to increase the level of safety and reliability of storage and to increase storage efficiency, there are consecutively detachment jaws, and the storage cells have the attachments that have the attachments that have the attachments that have the attachments that have the attachments and the storage cells have the attachments that have the attachments and the efficient use of the storage and the storage utilities, and the storage cells have successively the attachments of the storage elements and the successors of the stored materials and the storage utilization, and the storage utilities have successively, there are a number of attachments for the storage materials, the storage utilities, and the efficiency of storage utilization, and the storage elements have the successors and the storage cells that hold the application cells, the storage utilities, the storage safety and reliability, and the storage utilization, and the storage cells have the successive application elements. so that the specific activity per unit height of the storage satisfies the ratio d. I where A is the activity, coming from per unit height of the storage; jcg-teP luminescence of well material; g is the average energy of a single decay; (DT) Dore is the allowable heating inside the C of the store, and the portion of the metal or alloy with the melting point below, and make the composition monolithic ..

Description

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.

Claims (1)

СПОСОБ ЗАХОРОНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ в подземные хранилища колодезного типа, отличающийся тем, что, с целью улучшения физико-химических свойств захораниваемого материала, повышения степени безопасности и надежности хранения и увеличения эффективности использования хранилища, в хранилище последовательно загружают порцию отработавших источников таким образом, чтобы удельная активность на единицу высоты хранилища удовлетворяла соотношениюMETHOD OF BURNING OF WASTE HIGHLY ACTIVE SOURCES OF IONIZING RADIATION in underground well storage facilities, characterized in that, in order to improve the physicochemical properties of the buried material, increase the degree of safety and reliability of storage, and increase the efficiency of storage use, a portion of spent sources is sequentially loaded into the storage in such a way so that the specific activity per unit height of the storage satisfies the ratio А < ЛекТ)А_он ,A <LekT) A _on, I где А - активность, приходящаяся на единицу высоты хранилища; теп* лопроводность материала колодца; ξ средняя энергия одного распада;I where A is the activity per unit height of the storage; heat * conductivity of well material; ξ is the average energy of one decay; ( дТ)А0П - допустимый нагрев внутри хранилища, и порцию металла или сплава с температурой плавления ниже 660° С, и делают композицию монолитной..(dT) A0P - allowable heating inside the storage, and a portion of the metal or alloy with a melting point below 660 ° C, and make the composition monolithic .. SU „„1184382SU „„ 1184382 1 1843821 184382
SU843752476A 1984-06-08 1984-06-08 Method of burying used highly active sources of ionizing radiation SU1184382A1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU843752476A SU1184382A1 (en) 1984-06-08 1984-06-08 Method of burying used highly active sources of ionizing radiation

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU843752476A SU1184382A1 (en) 1984-06-08 1984-06-08 Method of burying used highly active sources of ionizing radiation

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU1184382A1 true SU1184382A1 (en) 1987-08-07

Family

ID=21123561

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU843752476A SU1184382A1 (en) 1984-06-08 1984-06-08 Method of burying used highly active sources of ionizing radiation

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU1184382A1 (en)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Коэн В. Успехи физических наук, т. 126, с. J02,1978. Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М., Энергоатомиздат, 1983, с. 128. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
McBride et al. Radiological Impact of Airborne Effluents of Coal and Nuclear Plants: Radiation doses from airborne effluents of a coal-fired plant may be greater than those from a nuclear plant.
US5122332A (en) Protecting organisms and the environment from harmful radiation by controlling such radiation and safely disposing of its energy
US4400344A (en) Storage rack for nuclear fuel assemblies
SU1184382A1 (en) Method of burying used highly active sources of ionizing radiation
Artiani et al. Spent fuel inventories calculation of GA Siwabessy Research Reactor 15 MW
Tait et al. Determination of Cl impurities and 36Cl instant release from used CANDU fuels
KR101740607B1 (en) Processing method of reducing bulk of used nuclear fuel for heavy water reactor
Van Konynenburg Gaseous release of carbon-14: Why the high level waste regulations should be changed
Miles et al. Theoretical neutron flux levels, dose rates, and metal foil activation in electrochemical cold fusion experiments
Seki et al. Preliminary evaluation of radwaste in fusion power reactors
Agarwal Nuclear Energy: Principles Practices Prospects
Pedraza et al. Radium concentration in building materials measured by nuclear track detectors
Lee et al. Strategies and Design Requirements for a High-efficiency Disposal Concept of PWR Spent Nuclear Fuels in Korea
Giancarli Impurity activation and surface γ-dose levels in first wall structural materials
US20020166981A1 (en) Disposal of radiation waste in glacial ice
Cohen Ocean Dumping of High-Level Waste—An Acceptable Solution We Can “Guarantee”
Henderson et al. Radioactivity in the light ion fusion Target Development Facility
Snider et al. Process behavior and environmental assessment of/sup 14/C releases from an HTGR fuel reprocessing facility
Abolaban Design of A Fuel Storage Cask Using Cygas Code for Multi Layered Shielding Analysis
Vogelsang et al. The impact of D—3He fusion reactors on waste disposal
Ruppen Titanium utilization in long-term nuclear waste storage
Burns Overview of Plutonium and Its Health Effects
Kuzin et al. Management of spent nuclear fuel at the State Scientific Center of the Russian Federation, Institute for Physics and Power Engineering
Berkhout Nuclear Power: An Industrial Ecology That Failed?
Culbreth et al. The Importance of Criticality in the Safety Analysis of the Spent-Fuel Waste Container