ОСОБО ТЯЖЕЛЫЙ БЕТОН И КЕРМЕТ - ЗАЩИТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ С ПОВЫШЕННЫМ ПОГЛОЩЕНИЕМ γ-ИЗЛУЧЕНИЯ

В. К. Орлов, Ю. А. Метелкин, А. А. Маслов

Аннотация


Статья посвящена разработке и изучению новых защитных материалов, содержащих диоксид обедненного урана для повышения способности поглощать γ-излучение. Материалы разрабатывали применительно к использованию в многоцелевых контейнерах для отработавшего ядерного топлива. Приведены результаты работ по получению высокоплотного бетона и кермета. Запатентованы формула и технология изготовления бетона (РЗК-ВНИИНМ) плотностью 6,5 г/см3 . Разработан способ получения высокоплотной композиции коррозионно-стойкой стали и диоксида обедненного урана (кермет) плотностью 8,3 г/см 3.

Полный текст:

PDF

Литература


Дубровский В.Б., Аблевич З.А. Строительные материалы и конструкции защиты от ионизирующих излучений. М.: Стройиздат, 1983, с. 60-118.

Radiation Shielding Composition. Patent USA № 6166390, 2000.

Baehr W., Kanwar R. Design and Operation of High Level Waste Vitrification and Storage Facilities. IAEA Techn. Rep. Ser. № 339. Vienna: IAEA, 1992. 96 p.

Bonniaud R., Jouan A., Sombret C. e.a. Industrial plant AVM for continuous vitrification of high-level radioactive wastes. - In: Proc. of AIChE Symp. on Radioactive Waste from the Nuclear Fuel Cycle, NY, 1976, p. 154-167.

Evest E., Wiese H. High Level Liquid Waste Vitrification with the Pamela plant in Belgium. IAEA Techn. Rep. Ser. № 177. Vienna: IAEA-CN-48/177, 1987.

Giraud J., Demontalembert J. The french national program for spent fuel and high level waste management. - In: Proc. of Intern. Conf. on Nuclear Waste Management and Environmental Remediation. Czech Republic, Prague, September, 1993, v. 1, p. 71-76.

Jouan A., Sombret C. The continuous vitrification of concentrated fission product solutions. - In: Proc. of Intern. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management. Paris, France, 1975, v. 8, p. 278-282.

Luckscheiter B. Characterization of high-level waste glasses. - In: Proc. of 2d Res. Coord. Meeting on the Performance of Solidified HLW Forms and Engineered Barriers under Repository Condition. Australia, Sydney, April 1987. 23 p.

Lutze W., Closs K., Tittel G. e.a. German program for vitrified HLW and spent fuel management. - In: Proc. of Intern. Conf. on Nuclear Waste Management and Environmental Remediation. Czech Republic, Prague, September 1993, v. 1, p. 79-86.

Mendel I., Ross W., Roberts F. e.a. Thermal and radiation effects on borosilicate waste glasses. - In: IAEA-SM-207/100, 1976, p. 49-61.

Murry R. Understanding Radioactive Waste. Battele Press, Columbus, 1994.

Pouyou M., Jacquet-Francillon N., Moncouyou J. e.a. Vitrification of fission product solution: investigation of the effects of noble metals on the fabrication and properties of R7T7 glass. - Nucl. Technol., 1995, v. 111, № 1, p. 65- 68.

Ross W., Bradley D., Bunnell L. e.a. Annual Report on the Characterization of High-Level Waste Glasses. PNL-2625/UC-70, 1978. 54 p.

Weisman A., Manoney J., Edwards E. Operation experience in a radioactive liquid-fed ceramic melter vitrification facility. - In: Proc. of ANC Intern. Symp. on Waste Ma-nagement’88. Tucson, 1988, p. 203-217.

Knecht D., Kong P., O'Holleran T. Proposed glass-ceramic waste forms for immobilization excess plutonium. - In: Proc. of the Embedded Topical Meeting on DOE Spent Nuclear Fuel and Fissile Material Management. USA, Reno, 1996, p. 183-191.

O'Holleran T., Jonson S., Knecht D. e.a. Glass-ceramic waste forms for immobilization plutonium. - In: Proc. of Symp. on Scientific Basis for Nuclear Waste Management XX. USA, Boston, 1996, v. 465, p. 1251-1258.

Stefanovsky S.V., Iodintsev S.V., Nikonov B.S. e.a. Study of glass-ceramic waste forms. - In: Proc. of Symp. on Scientific Basis for Nuclear Waste Management XXI. Switzerland, 1997, v. 506, p. 269-272.

Vance E., Carter M., Day A. e.a. Synroc and synroc-glass composite waste forms for Hanford HLW immobilization. - In: Proc. of the Intern. Topical Meeting on Nuclear and Hazardous Waste Management SPECTRUM’96. USA, Washington, 1996, v. 3, p. 2027-2031.

Орлов В.К., Семенов А.Г., Маслов А.А. и др. Радиационно-защитная композиция, наполнитель на основе диоксида урана для ее получения и способ получения наполнителя. Патент РФ № 2006101614 от 23.01.2006.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.