Проблемні питання щодо кількості і властивостей осклованих високоактивних відходів, що повертаються в Україну
Safety justification of long-term storage and further disposal of vitrified high-level waste returning to Ukraine shall be based on reliable information about their physical and chemical characteristics, which include not only the radionuclide composition, but also the estimated evolution of Na-Al-P...
Збережено в:
| Дата: | 2019 |
|---|---|
| Автор: | |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2019
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/161 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-161 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Olkhovyk, Yu. |
| spellingShingle |
Olkhovyk, Yu. Проблемні питання щодо кількості і властивостей осклованих високоактивних відходів, що повертаються в Україну |
| author_facet |
Olkhovyk, Yu. |
| author_sort |
Olkhovyk, Yu. |
| title |
Проблемні питання щодо кількості і властивостей осклованих високоактивних відходів, що повертаються в Україну |
| title_short |
Проблемні питання щодо кількості і властивостей осклованих високоактивних відходів, що повертаються в Україну |
| title_full |
Проблемні питання щодо кількості і властивостей осклованих високоактивних відходів, що повертаються в Україну |
| title_fullStr |
Проблемні питання щодо кількості і властивостей осклованих високоактивних відходів, що повертаються в Україну |
| title_full_unstemmed |
Проблемні питання щодо кількості і властивостей осклованих високоактивних відходів, що повертаються в Україну |
| title_sort |
проблемні питання щодо кількості і властивостей осклованих високоактивних відходів, що повертаються в україну |
| title_alt |
Problematic Issues Regarding the Quantity and Properties of Vitrified High-Level Waste Returning to Ukraine |
| description |
Safety justification of long-term storage and further disposal of vitrified high-level waste returning to Ukraine shall be based on reliable information about their physical and chemical characteristics, which include not only the radionuclide composition, but also the estimated evolution of Na-Al-P glass properties in the conditions of potential longterm effect of unfavorable factors. The paper indicates an inconsistency of dose coefficients, which according to the Energoatom standards shall be used to calculate the amount of high-level waste returning to Ukraine after storage and processing of VVER-440 spent nuclear fuel, with the regulatory requirements of the country supplying vitrified high-level waste. The quantitative assessment of transuranium radionuclides and technetium 99 entering the glass matrix also requires a critical review. The research considered the possibility of uncertainty related to the structural homogeneity of a glass matrix due to the underestimation of cracking and crystallization processes that occur in the package in sodium-aluminophosphate glass cooling. The presence of a large number of rare-earth oxides in sodium-aluminophosphate glass contributes to its crystallization in slow cooling with monazite formation. These phenomena can lead to a partial conversion of amorphous glass into a crystalline phase accompanied by 1-2 order increase in the velocity of leaching of elements. When developing technical requirements for vitrified high-level waste returning to Ukraine, it is necessary to insist on the provision of experimentally determined parameters of the structural homogeneity of glass blocks. There is a need for obtaining experimentally defined parameters of radiation resistance of a sodium-aluminophosphate matrix under the influence of a dose that can be accumulated over a period of 100 years using accelerated self-radiation methods. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2019 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/161 |
| work_keys_str_mv |
AT olkhovykyu problematicissuesregardingthequantityandpropertiesofvitrifiedhighlevelwastereturningtoukraine AT olkhovykyu problemnípitannâŝodokílʹkostíívlastivostejosklovanihvisokoaktivnihvídhodívŝopovertaûtʹsâvukraínu |
| first_indexed |
2024-09-01T17:39:14Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:39:14Z |
| _version_ |
1809016269767180288 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1612019-06-06T17:33:12Z Problematic Issues Regarding the Quantity and Properties of Vitrified High-Level Waste Returning to Ukraine Проблемні питання щодо кількості і властивостей осклованих високоактивних відходів, що повертаються в Україну Olkhovyk, Yu. Safety justification of long-term storage and further disposal of vitrified high-level waste returning to Ukraine shall be based on reliable information about their physical and chemical characteristics, which include not only the radionuclide composition, but also the estimated evolution of Na-Al-P glass properties in the conditions of potential longterm effect of unfavorable factors. The paper indicates an inconsistency of dose coefficients, which according to the Energoatom standards shall be used to calculate the amount of high-level waste returning to Ukraine after storage and processing of VVER-440 spent nuclear fuel, with the regulatory requirements of the country supplying vitrified high-level waste. The quantitative assessment of transuranium radionuclides and technetium 99 entering the glass matrix also requires a critical review. The research considered the possibility of uncertainty related to the structural homogeneity of a glass matrix due to the underestimation of cracking and crystallization processes that occur in the package in sodium-aluminophosphate glass cooling. The presence of a large number of rare-earth oxides in sodium-aluminophosphate glass contributes to its crystallization in slow cooling with monazite formation. These phenomena can lead to a partial conversion of amorphous glass into a crystalline phase accompanied by 1-2 order increase in the velocity of leaching of elements. When developing technical requirements for vitrified high-level waste returning to Ukraine, it is necessary to insist on the provision of experimentally determined parameters of the structural homogeneity of glass blocks. There is a need for obtaining experimentally defined parameters of radiation resistance of a sodium-aluminophosphate matrix under the influence of a dose that can be accumulated over a period of 100 years using accelerated self-radiation methods. Обґрунтування безпеки довгострокового зберігання і наступного захоронення осклованих високоактивних відходів (ВАВ), що повертаються в Україну, має базуватись на достовірній інформації щодо їх фізико-хімічних характеристик, що включають не тільки радіонуклідний склад, але і прогнозовану еволюцію властивостей Na-AІ-P скла в умовах довгострокового можливого впливу несприятливих факторів. Зазначено невідповідність значень дозових коефіцієнтів, які згідно з нормативами «ДП НАЕК «Енергоатом» мають використовуватись для обчислень кількості високоактивних відходів, що повертаються в Україну після технологічного зберігання та переробки відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) ВВЕР-440, з нормативними вимогами країни-постачальника осклованих ВАВ. Також потребує критичного перегляду кількісні оцінки надходження трансуранових радіонуклідів і технецію-99 у скляну матрицю. Розглянуто можливість виникнення невизначеності щодо структурної однорідності скляної матриці внаслідок недооцінки процесів розтріскування і кристалізації, які виникають в упаковці при охолодженні натрій-алюмофосфатного скла. Наявність значної кількості оксидів рідкоземельних елементів у натрій-алюмофосфатному склі сприяє його кристалізації при повільному охолодженні з утворенням монацита. Зазначені явища можуть призвести до часткового перетворення аморфного скла на кристалічну фазу, що супроводжується збільшенням швидкості вилуговування компонентів на 1-2 порядки. При формуванні технічних вимог до осклованих ВАВ, що мають повертатися в Україну слід наполягати на наданні експериментально визначених параметрів структурної однорідності скляних блоків. Підкреслено необхідність отримання експериментально визначених із застосуванням методик прискореного самоопромінення параметрів радіаційної стійкості натрійалюмофосфатної матриці під впливом дози, що може накопичитись за період 100 тисяч років. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2019-06-06 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/161 10.32918/nrs.2019.2(82).05 Nuclear and Radiation Safety; No 2(82) (2019): Nuclear and Radiation Safety; 26-29 Ядерна та радіаційна безпека; № 2(82) (2019): Ядерна та радіаційна безпека; 26-29 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/161/160 |