Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту
Поводження та захоронення реакторного графіту є актуальною для України проблемою. Нині у зупинених енергоблоках ЧАЕС знаходиться більше як п’ять тисяч тонн опроміненого графіту. Кондиціонування реакторного графіту та його зберігання/захоронення вимагає пошуку реальних технологічних рішень. Досі неви...
Збережено в:
| Дата: | 2011 |
|---|---|
| Автори: | , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
Інститут геохімії навколишнього середовища НАН України та МНС України
2011
|
| Назва видання: | Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища |
| Онлайн доступ: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/32254 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту / Е.В. Соботович, В.В. Скворцов, Б.П. Злобенко, Л.В. Спасова // Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища. — К. : ІГНС, 2011. — Вип. 19. — С. 51-55. — Бібліогр.: 9 назв. — укр. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
irk-123456789-32254 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
irk-123456789-322542012-04-16T12:21:00Z Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту Соботович, Е.В. Скворцов, В.В. Злобенко, Б.П. Спасова, Л.В. Поводження та захоронення реакторного графіту є актуальною для України проблемою. Нині у зупинених енергоблоках ЧАЕС знаходиться більше як п’ять тисяч тонн опроміненого графіту. Кондиціонування реакторного графіту та його зберігання/захоронення вимагає пошуку реальних технологічних рішень. Досі невирішеним є питання про місце опроміненого графіту у класифікації РАВ за критеріями допустимості (недопустимості) його захоронення у сховищах різних типів. Обращение и захоронение реакторного графита является актуальной для Украины проблемой. Ныне в остановленных блоках Чернобыльской АЭС находится более пяти тысяч тонн облученного графита. Кондиционирование реакторного графита и его хранение/захоронение требует поиска реальных технологических решений. До сих пор нерешенным остается вопрос о месте облученного графита в классификации РАО по критериям допустимости (недопустимости) его захоронения в хранилищах разных типов. In Ukraine, reactor graphite management and disposal is an urgent problem. Currently, in the out-of-run reactors of Chernobyl NPP, there are over five thousand tons of irradiated graphite. Reactor graphite conditioning and storage/disposal requires searching for real technological solutions. So far the problem of the irradiated graphite’s place in the radioactive waste classification according to the admissibility (non-admissibility) criteria for its disposal in different types of repositories remains unsolved. 2011 Article Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту / Е.В. Соботович, В.В. Скворцов, Б.П. Злобенко, Л.В. Спасова // Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища. — К. : ІГНС, 2011. — Вип. 19. — С. 51-55. — Бібліогр.: 9 назв. — укр. XXXX-0098 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/32254 621.039 uk Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища Інститут геохімії навколишнього середовища НАН України та МНС України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Ukrainian |
| description |
Поводження та захоронення реакторного графіту є актуальною для України проблемою. Нині у зупинених енергоблоках ЧАЕС знаходиться більше як п’ять тисяч тонн опроміненого графіту. Кондиціонування реакторного графіту та його зберігання/захоронення вимагає пошуку реальних технологічних рішень. Досі невирішеним є питання про місце опроміненого графіту у класифікації РАВ за критеріями допустимості (недопустимості) його захоронення у сховищах різних типів. |
| format |
Article |
| author |
Соботович, Е.В. Скворцов, В.В. Злобенко, Б.П. Спасова, Л.В. |
| spellingShingle |
Соботович, Е.В. Скворцов, В.В. Злобенко, Б.П. Спасова, Л.В. Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища |
| author_facet |
Соботович, Е.В. Скворцов, В.В. Злобенко, Б.П. Спасова, Л.В. |
| author_sort |
Соботович, Е.В. |
| title |
Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту |
| title_short |
Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту |
| title_full |
Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту |
| title_fullStr |
Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту |
| title_full_unstemmed |
Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту |
| title_sort |
проблеми поводження та захоронення реакторного графіту |
| publisher |
Інститут геохімії навколишнього середовища НАН України та МНС України |
| publishDate |
2011 |
| url |
http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/32254 |
| citation_txt |
Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту / Е.В. Соботович, В.В. Скворцов, Б.П. Злобенко, Л.В. Спасова // Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища. — К. : ІГНС, 2011. — Вип. 19. — С. 51-55. — Бібліогр.: 9 назв. — укр. |
| series |
Збірник наукових праць Інституту геохімії навколишнього середовища |
| work_keys_str_mv |
AT sobotovičev problemipovodžennâtazahoronennâreaktornogografítu AT skvorcovvv problemipovodžennâtazahoronennâreaktornogografítu AT zlobenkobp problemipovodžennâtazahoronennâreaktornogografítu AT spasovalv problemipovodžennâtazahoronennâreaktornogografítu |
| first_indexed |
2025-07-03T12:46:47Z |
| last_indexed |
2025-07-03T12:46:47Z |
| _version_ |
1836629945701367808 |
| fulltext |
51
УДК 621.039
Соботович Е.В., Скворцов В.В., Злобенко Б.П., Спасова Л.В.
Інститут геохімії навколишнього середовища
ПРОБЛЕМИ ПОВОДЖЕННЯ ТА ЗАХОРОНЕННЯ РЕАКТОРНОГО ГРАФІТУ
Поводження та захоронення реакторного графіту є актуальною для України проблемою. Нині
у зупинених енергоблоках ЧАЕС знаходиться більше як п’ять тисяч тонн опроміненого графіту.
Кондиціонування реакторного графіту та його зберігання/захоронення вимагає пошуку реальних
технологічних рішень. Досі невирішеним є питання про місце опроміненого графіту у класифікації
РАВ за критеріями допустимості (недопустимості) його захоронення у сховищах різних типів.
Вступ
Поводження з реакторним графітом є окремою і досить складною проблемою при
виведенні з експлуатації ядерних реакторів, зокрема реакторів типу РБМК. З огляду на те,
що в кожному реакторному блоці міститься біля двох тисяч тонн графіту, він становить
більшу частину накопичених твердих РАВ, тому пошук способів його утилізації є доволі
актуальним завданням.
Графітова кладка реактора виконує роль сповільнювача й відбивача нейтронів. Під
дією нейтронного, гамма-випромінювання та температури в процесі експлуатації відбу-
вається старіння графіту, як матеріалу. Воно виражається в зміні геометричних характе-
ристик блоків, а також механічних і теплофізичних властивостей самого графіту. Реактор-
ний графіт марки ГР-280 відноситься до класу середньозернистих графітів із щільністю
1,6–1,7 г/см3. Оскільки напівфабрикати графітують при температурі вище за 2500 °С, такі
графіти мають хорошу кристалічність (параметр кристалічної ґратки «c» знаходиться в ін-
тервалі значень 0,6716 – 0,6754 нм, ступінь графітації g = 0,8–0,9 відн. од.).
Варіації вихідних властивостей графіту при опроміненні призводять до варіацій рів-
ня деградації властивостей графіту і швидкостей деформації елементів графітової кладки.
Виділяють такі основні джерела і шляхи забруднення графіту реактора:
внаслідок активації домішок нейтронами; –
шляхом адсорбції газів; –
через надходження радіонуклідів при технологічних інцидентах під час експлуа- –
тації реактора.
Забруднення відпрацьованого реакторного графіту має особливості, обумовлені ря-
дом причин:
графітові компоненти реакторів функціонують у захисній атмосфері азоту, що –
є одним з основних джерел утворення довгоіснуючого 14С (Т1/2=5730 років). Ад-
сорбція газів реакторним графітом у процесі експлуатації може значною мірою
визначати його активність, основний внесок у накопичення 14С вносить реакція
на азоті 14N(n, p)14C;
при експлуатації реакторів іноді відбувалися інциденти, що вели до потраплян- –
ня часток палива (природного урану) у графітову кладку. Подальший вплив ней-
тронного опромінення на ці частки приводив до забруднення графітових блоків і
втулок продуктами поділу й актиноїдами. Оскільки теплоносієм у цих реакторах
служить вода, могло відбуватись заливання графітових кладок водою; утворювана
при цьому пароводяна суміш сприяла міграції радіонуклідів в об'єм кладки [1].
Необхідність кондиціонування реакторного графіту та його зберігання/захоронен-
ня після виведення з експлуатації уран-графітових реакторів вимагає пошуку реальних
технологічних рішень, чому не сприяє загальна непроробленість концепції безпечного
поводження з опроміненим графітом.
52
Світовий досвід щодо поводження і захоронення відпрацьованого реакторного графіту
У Франції та Японії наявність сховищ для захоронення реакторного графіту є ви-
рішальним фактором у визначенні терміну демонтажу ядерних реакторів, а у Великій
Британії — однією з підстав відкладення на 100 років демонтажу ядерного реактора. У
Литві (Ігналінська АЕС) прийнято концепцію демонтажу реактора без очікування, після
вивантаження палива в сухе сховище. Графітову кладку планують запакувати (оформи-
ти на місці) як сховище РАВ, що знов-таки пов’язано з відсутністю технології переробки
опроміненого графіту. Такий же підхід прийнято для 1 та 2-го блоків Білоярської АЕС
(уран-графітові реактори АМБ). У Російській Федерації, у зв’язку з поширенням уран-
графітових реакторів типу РБМК, як базовий варіант прийнято концепцію довготерміно-
вого зберігання з відкладеним (на 100 років) демонтажем реакторних конструкцій [2].
У результаті багаторічних радіаційних випробувань графітів у дослідницьких і про-
мислових реакторах і вивчення кернів із кладок діючих реакторів, встановлено законо-
мірності поведінки графіту при опроміненні та виявлено залежність змін від технічних
характеристик графіту, у тому числі від структури й властивостей вихідної сировини. Ці
чинники впливають на форму (внаслідок нерівномірної усадки), механічні характерис-
тики та деформаційний стан складових графітової кладки, а також на зміну макровлас-
тивостей самого графіту. Це пов’язано, передусім, з унікальною кристалічною струк-
турою і пористістю графіту, які визначають його фізичні властивості і поведінку при
опроміненні. Зміна фізичних властивостей графіту відбувається внаслідок його опро-
мінення. В атомних реакторах швидкі нейтрони зміщують атоми кристалічної гратки,
внаслідок чого накопичується запас енергії (енергія Вігнера). Таке накопичення змінює
кристалічну гратку і загальні параметри сповільнювача.
Вибираючи способи поводження з відпрацьованим графітом, найчастіше розгляда-
ють два варіанти — спалювання та ізоляцію з наступним захороненням.
На тепер пропонуються різні способи спалювання графіту: традиційне; у кипля-
чому шарі; за допомогою газового лазера, а також газифікація графіту за допомогою
перегрітої водяної пари (піроліз). За оцінкою фахівців, спалювання відпрацьованого
графіту дасть в результаті РАВ, готові для захоронення, об'ємом 1...2 % від початково-
го об'єму графіту. Всі названі способи мають один істотний недолік: при спалюванні
графіту утворюється газоподібний радіоактивний продукт — 14СО2. Можна зв'язати цей
продукт, перетворивши його на тверді хімічно інертні сполуки, для чого пропонується
використати, наприклад, карбонат кальцію й магнію. Головним недоліком такого спо-
собу утилізації є збільшення об'єму відходів [3].
Французькі дослідження й розробки [4] показали, що з погляду на радіаційну без-
пеку рішення про спалювання відпрацьованого графіту є прийнятним. Було розроблено й
випробувано пілотну установку для спалювання в киплячому шарі розмеленого порошку
графіту продуктивністю 30...50 кг/год. 60Со, 137Сs, 55Fе й інші радіонукліди, що містяться
в графіті, можуть надійно вловлюватися за допомогою фільтрів, а 14С и 3Н надходять в
атмосферу. При спалюванні в киплячому шарі 1000 т розмеленого порошку графіту на
рік в атмосферу надійде в 4 рази більше 14С, чим при роботі одного реактора ВВЕР-440 й
в 2 рази менше, ніж виділить завод з переробки палива. Тобто величина викиду радіову-
глецю буде на рівнях, допустимих для об'єктів атомної промисловості. Таку технологію
спалювання в киплячому шарі розроблено фірмою «Framatome» (Франція), вона забез-
печує надійну ізоляцію від навколишнього середовища практично всіх радіонуклідів, що
містяться в графіті, крім 14С. Завдяки атмосферним процесам 14С переноситься на великі
відстані й, окислюючись до 14СО2, разом зі звичайною вуглекислотою втягується в при-
родний вуглецевий цикл.
Спільними роботами науковців Сибірського хімічного комбінату й Інститу-
ту геології Сибірського Відділення РАН розглянуто практичну можливість кольма-
тажу реакторної установки за допомогою текучих глинистих розчинів. У результаті
утворення цим способом глиняної цементуючої маси виключається можливий вихід
радіонуклідів за межі бетонних конструкцій, як газоподібних, так й в іонорозчинних
формах. Науково-дослідним і конструкторським інститутом монтажної технології для
53
проведення дослідно-промислових випробувань розроблено технологію заповнення
сховищ глинистим розчином. Консервація РАВ в геологічному середовищі запропо-
нованим способом є не тільки екологічно безпечною, але й найбільш економічно при-
йнятною. Результати досліджень властивостей рекомендованих глинистих композицій
дозволяють припустити, що отриманий глиняний моноліт буде мати високі протимігра-
ційні й протифільтраційні характеристики [3].
Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту в Україні
Проблеми поводження та захоронення реакторного графіту є особливо актуальними
для України, оскільки у межах Чорнобильської зони відчуження нині знаходиться більше
як п’ять тисяч тонн опроміненого графіту із зупинених енергоблоків ЧАЕС (маса графі-
тової кладки реактора РБМК складає 1700 тонн [5]), а в об’єкті „Укриття”, за оцінкою
експертів, – приблизно 800 тонн аварійного графіту з 4 блоку ЧАЕС.
За час експлуатації в графітовій кладці реактора РБМК-1000 накопичується довгоіс-
нуючий ізотоп 14С сумарною активністю 1014–1015 Бк, який входить в біологічні ланцюж-
ки, внаслідок чого становить серйозну небезпеку для людини. Графітова кладка реакто-
ра РБМК-1000 являє собою вертикально розташований циліндр висотою 7 м і діаметром
11,8 м, зібраний з 2488 графітових колон. Графітові блоки виконано у вигляді прямокут-
них призм квадратного перерізу 250×250 мм і висотою 200, 300, 500 й 600 мм. Усередині
блоків є отвори діаметром 114 мм, що утворюють в 2044 колонах тракти для розміщення
технологічних і спеціальних каналів. Отвори в 444 колонах бічного відбивача заповнені
суцільними графітовими стрижнями. Для кладки реактора використовуються блоки із
графіту марки ГР – 280 із щільністю 1,6 г/см3, а для втулок — графіт марки ГРП-2-125 з
ефективною щільністю 1,85 г/см3 [5].
Радіоактивна забрудненість деталей графітової кладки реактора визначається пере-
дусім вмістом 14С, а також радіонуклідів домішкового і технологічного походження (3Н,
36Cl, 55Fe, 59Ni, 60Co тощо) і продуктів поділу палива (137Сs, 90Sr, 241,243Am, 239,241Pu тощо)
внаслідок потрапляння фрагментів палива у графітну кладку реактора. Так, наприклад,
графітну кладку реактора першого енергоблоку ЧАЕС було забруднено продуктами поді-
лу та трансурановими елементами внаслідок аварії 1982 року, пов’язаної з розривом тех-
нологічного каналу. Відповідно до нормативних вимог, для виведення АЕС з експлуатації
має бути досліджений склад і активність радіонуклідів, накопичених протягом часу екс-
плуатації реактора в графітовій кладці та інших графітових елементах. За розрахунковими
оцінками, частка графітової кладки і графітових елементів каналів у загальному об’ємі
РАВ реактора може складати 80%, але це, значною мірою, буде залежати від вмісту до-
мішок у графіті. Українськими дослідниками проведено експериментальне визначення
вмісту ряду ізотопів у кільцях графіту ГРП-2-125 з другого блоку Чорнобильської АЕС, а
також дослідження пористості графіту і десорбції із нього радіонуклідів [6].
В Україні розроблено технологію знешкодження високоактивних графітмістких ма-
теріалів у режимі безполум’яного горіння, перевагою якої є повне відділення радіонуклі-
дів від графіту, їхнє концентрування у вигляді золи, очистка газів за допомогою кераміч-
ного фільтру і методів сублімації і десублімації вуглекислоти, зв’язування вуглекислоти з
будівельним матеріалом без викиду радіовуглецю в атмосферу [7].
В Україні, крім зазначених вище загальних для країн-виробників атомної енергії
проблем поводження з відпрацьованим графітом, досі невирішеними є питання визна-
чення місця останнього у класифікації РАВ за критеріями допустимості (недопустимос-
ті) його захоронення у сховищах різних типів і, відповідно, вибору типу такого сховища.
Відповідно до НРБУ-97/Д-2000 графіт реактора РБМК при виведенні його з експлуатації
представляє собою РАВ, що належать до третьої групи джерел потенційного опроміню-
вання, оскільки активність графіту на 95 % зумовлена довгоіснуючим 14С [8].
Графіт реакторів, що виводяться з експлуатації, часто відносять до довгоісную-
чих низькоактивних РАВ, проте це не відповідає прийнятому в Україні нормативному
визначенню довгоіснуючих відходів. Реакторний графіт як такий апріорі не може бути
віднесений до того або іншого типу РАВ, оскільки визначення реакторного графіту як
54
довгоіснуючих РАВ, які підлягають захороненню у стабільних геологічних утвореннях
(або навпаки, як короткоіснуючих РАВ, які можуть бути захоронені у приповерхневих
сховищах), має бути результатом конкретної класифікації.
Ідентифікація реакторного графіту в класифікації РАВ за умовами захоронення, згід-
но вимог [8], потребує обов’язкового врахування усього комплексу характеристик графіту
як для проектування технологій поводження з графітом, так і для обґрунтування вимог до
сховища. Належність РАВ, у тому числі опроміненого графіту, до певного типу „... визна-
чається шляхом порівняння доз поточного та потенційного опромінення з відповідними
регламентами, встановленими ...” НРБУ-97/Д-2000. Отже, поки що, за браком необхід-
ної інформації щодо властивостей графіту реакторів перших трьох енергоблоків ЧАЕС,
за відсутності промислових технологій його обробки та кондиціонування, а потому — і за
невизначеності конкретних вимог до сховища реакторного графіту, немає достатніх під-
став для однозначної ідентифікації його в класифікації РАВ за умовами захоронення.
Планування і організація робіт зі зняття з експлуатації Чорнобильської АЕС здій-
снюються відповідно до «Загальнодержавної програми зняття з експлуатації Чорнобиль-
ської АЕС і перетворення об'єкту «Укриття» на екологічно безпечну систему» (далі — За-
гальнодержавна програма), затвердженої Законом України [9]. В результаті виконання
Загальнодержавної програми до 2013 року має бути отриманий дозвіл на реалізацію етапу
«остаточне закриття і консервація» (що відповідає за класифікацією МАГАТЕ етапу «збе-
рігання під наглядом») та створено ефективну систему поводження з РАВ Чорнобильської
АЕС. Варіант тривалого зберігання (включаючи графіт кладки в шахті реактора, а також
РАВ на території майданчика АЕС) добре узгоджується з принципом поетапної ліквіда-
ції реактора, і при необхідності (неможливості забезпечення умов безпечного тривалого
зберігання) повинна бути передбачена можливість ліквідації об’єкту і реабілітації майдан-
чика з витяганням графіту кладки реактора, кондиціонуванням і видаленням РАВ за межі
майданчика АЕС.
Висновки
Загальнодержавною програмою передбачається „... створення інтегрованої системи
поводження з радіоактивними відходами, які утворюватимуться під час виконання робіт
із зняття з експлуатації енергоблоків та перетворення об'єкту „Укриття” на екологічно
безпечну систему ...”. Для цього, на наш погляд, необхідно визначити ключові питання,
пов’язані з утилізацією відходів опроміненого графіту, вирішення яких впливає на стра-
тегію та терміни виконання Загальнодержавної програми, та визначити і затвердити в за-
конодавчому порядку нормативні вимоги, що встановлюють місце графіту у класифікації
РАВ, критерії приймання, зберігання/захоронення відходів опроміненого графіту.
Носовський А.В., Алєксєєва З.М., Борозенець Г.П. та ін. Поводження з радіоактивними відходами / За 1.
ред. А.В.Носовського. — К.: Техніка, 2007. — 368 с.
Доильницына В.В., Сорокин А.И., Калякин В.А. и др. Технические решения при выводе из эксплуатации 2.
уран-графитовых реакторов // Материалы II Межд. ядерного форума 2–5 окт. 2007 г. – СПб., ФГОУ
«ГРОЦ», с. 158–161
Цыганов А.А., Хвостов В.И., Комаров Е.А., Котляревский С.Г., Павлюк А.О., Шаманин И.В., Нестеров 3.
В.Н. Проблемы утилизации реакторного графита остановленных промышленных уран-графитовых ре-
акторов. Известия Томского политехнического университета. 2007. Т. 310. № 2. — С. 94–98.
Dubourg M. Solution to Level 3 Dismantling of Gas_Cooled Reactors: the Graphite Incineration // Nuclear Eng. 4.
and Design. – 1995. – V. 154. – № 2. – P. 47–54.
Отчет о НИР „Программа (проект) снятия с эксплуатации Чернобыльской АЭС. Этап 2. Обосновывающие 5.
материалы. Технико-экономическая оценка раннего извлечения ТК. 30-603.202.001.НР.02.03. Киевский
научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт Энергопроект. – Киев. – 2007. 59 с.
Бондарьков М.Д, Бондарьков Д.М., Максименко А.М и др. Исследование содержания радиоактивного 6.
графита Чернобыльской АЭС и т.д. Изв. РАН. Сер. Физическая, 2009, том 73, №2, с. 274-278
Гринько А.М., Токаревский В.В. Технологические основы переработки радиоактивных графитовых 7.
материалов.
Норми радіаційної безпеки України, доповнення: Радіаційний захист від джерел потенційного опромі-8.
нення (НРБУ-97/Д-2000), затверджені Постановою Головного державного санітарного лікаря України
12 липня 2000 р. № 116.
Закон України Про Загальнодержавну програму зняття з експлуатації Чорнобильської АЕС та перетворен-9.
ня об'єкта "Укриття" на екологічно безпечну систему // Відомості Верховної Ради України, 2009. – N24.
55
Соботович Э.В., Скворцов В.В., Злобенко Б.П., Спасова Л.В. ПРОБЛЕМЫ ОБРА-
ЩЕНИЯ И ЗАХОРОНЕНИЯ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА И ЗАХОРОНЕНИЯ
Обращение и захоронение реакторного графита является актуальной для Украины про-
блемой. Ныне в остановленных блоках Чернобыльской АЭС находится более пяти тысяч тонн
облученного графита. Кондиционирование реакторного графита и его хранение/захоронение
требует поиска реальных технологических решений. До сих пор нерешенным остается вопрос
о месте облученного графита в классификации РАО по критериям допустимости (недопу-
стимости) его захоронения в хранилищах разных типов.
Sobotovich E.V., Skvortsov V.V., Zlobenko B.P. Spasova L.V. PROBLEMS OF
MANAGEMENT AND DISPOSAL OF REACTOR GRAPHITE
In Ukraine, reactor graphite management and disposal is an urgent problem. Currently, in
the out-of-run reactors of Chernobyl NPP, there are over five thousand tons of irradiated graphite.
Reactor graphite conditioning and storage/disposal requires searching for real technological
solutions. So far the problem of the irradiated graphite’s place in the radioactive waste classification
according to the admissibility (non-admissibility) criteria for its disposal in different types of
repositories remains unsolved.
|