ИСТИНА

На ранних этапах эксплуатации некоторых типов уран-графитовых реакторов (УГР) возникали инциденты, связанные с частичной потерей потока теплоносителя в канале и локальным перегревом топлива. В ряде случаев наблюдалось разрушение топливных каналов и разнос топливных частиц по графитовой кладке. В настоящей работе [1] представлены результаты исследований пространственного распределения актинидов и продуктов деления, их физико-химических форм и кинетики выщелачивания радионуклидов в водных растворах. Гамма и нейтронное сканирование кладки выявило, что основная часть радионуклидов сконцентрирована в поврежденных графитовых колоннах; внутри канала наблюдается преимущественная локализация на стыках графитовых блоков. В ряде случаев радионуклиды присутствуют и в удаленных областях кладки. На микроуровне радионуклиды преимущественно связаны с алюмосиликатными частицами в трещинах и других дефектах графитовых блоков. Элементный и изотопный состав частиц поврежденного топлива зависит не только от условий облучения в реакторе после инцидентов, но и также от условий локализации их последствий и процесса дальнейшей эксплуатации реактора. В ходе исследования выщелачивания радионуклидов из образцов графита в водных растворах, обнаружены значительные различия в кинетике выхода радионуклидов. Так, в случае 244Cm за 300 дней вышло из графита всего ~5% общего количества, при этом для 134,137Cs степень выхода составила ~90%. Результаты исследований показывают, что обращение с таким графитом требует применения особых подходов как к дезактивации, так и к захоронению и иммобилизации.