Пожалуйста, используйте этот идентификатор, чтобы цитировать или ссылаться на этот ресурс: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/38327
Название: Моделирование процесса миграции долгоживущих радионуклидов из графитовых радиоактивных отходов
Другие названия: Modelling migration process of long-lived radionuclides from graphite radioactive waste
Авторы: Павлюк, Александр Олегович
Котляревский, Сергей Геннадьевич
Беспала, Евгений Владимирович
Волкова, Анна Генриховна
Захарова, Елена Васильевна
Андрющенко, Наталья Дмитриевна
Pavlyuk, Alexander Olegovich
Kotlyarevskiy, Sergey Gennadievich
Bespala, Evgeniy Vladimirovich
Volkova, Anna Genrikhovna
Zakharova, Elena Vasilievna
Andryushchenko, Nataliya Dmitrievna
Ключевые слова: радионуклиды; хранилища; радиоактивные отходы; облученный графит; миграция; диффузии; уран-графитовые реакторы; radionuclide; radioactive waste storage; irradiated graphite; migration; diffusion
Дата публикации: 2017
Издатель: Томский политехнический университет
Библиографическое описание: Моделирование процесса миграции долгоживущих радионуклидов из графитовых радиоактивных отходов / А. О. Павлюк [и др.] // Известия Томского политехнического университета [Известия ТПУ]. Инжиниринг георесурсов. — 2017. — Т. 328, № 4. — [С. 75-84].
Аннотация: Актуальность работы обусловлена необходимостью определения свойств инженерных глинистых барьеров безопасности, характеризующих надежность изоляции долгоживущих радионуклидов в пункте захоронения графитовых твердых радиоактивных отходов. Цель работы: оценка влияния вариации параметров, характеризующих "барьерные" свойства материала, на динамику распространения долгоживущих радионуклидов 14C и 36Cl из пункта размещения графитовых радиоактивных отходов. Методы исследования: математическое моделирование процесса миграции долгоживущих радионуклидов с учетом диффузионных и фильтрационных потоков путем решения квазиодномерного нестационарного уравнения диффузии в программном комплексе Mathlab. Результаты. Разработана математическая модель миграции долгоживущих радионуклидов из облученного графита уран-графитовых реакторов, находящегося в хранилищах, в глинистые барьеры безопасности, учитывающая фильтрационное движение влаги и снижение активности радионуклидов за счет радиоактивного распада. Показано, что для выбранных радионуклидов диффузионные потоки в природных глинах несущественны и практически не влияют на процесс миграции. Наиболее значимым фактором является вынужденная конвекция при перемещении влаги. В результате происходит перенос радионуклидов через барьеры безопасности во вмещающие породы. Доказано, что используемые в настоящее время глиносодержащие барьеры безопасности надежно изолируют радионуклид 14C в пункте консервации или захоронения облученного ядерного графита даже в случае их обводнения. При этом непревышение уровня вмешательства для 36Cl в таком барьере безопасности возможно только при условии отсутствия конвективных потоков влаги для рассмотренных консервативных условий моделирования. Показано, что для реального хранилища условие непревышения уровня вмешательства для 36Cl определяется существенно меньшей активностью 36Cl по сравнению с 14C (более 3-х порядков), а также многократным разбавлением концентрации 36Cl по мере удаления от источника конечной геометрии.
The relevance of the discussed issue is caused by the need to identify the properties of engineering clay safety barriers that characterize the reliability of isolation of long-lived radionuclides at the place of disposal of graphite solid radioactive waste. The main aim of the study is to assess the effect of parameters variation, which characterize protective properties of material, on the dynamics of propagation of long-lived radionuclides 14C and 36Cl from the repository of graphite radioactive waste. The methods used in the study: mathematical modeling of the migration process of long-lived radionuclides taking into account diffusion and filtration flows by solving the quasi-one-dimensional nonstationary diffusion equation in the Mathlab software complex. The results. The authors have developed the mathematical model of migration of long-lived radionuclides from irradiated graphite of uranium-graphite reactors in storage to clay safety barriers that takes into account the filtration movement of moisture and reduction of radionuclide activity due to radioactive decay. It was shown that the diffusion fluxes of radionuclides in natural clays are insignificant and have practically no effect on migration. The most significant factor is the forced convection when moving moisture. As a result, radionuclides are transported through safety barriers to host rocks. It was proved that the clay-containing safety barriers currently used reliably isolate the radionuclide 14C at the point of conservation or disposal of irradiated nuclear graphite even in the event of their watering. At the same time, the non-intervention level for 36Cl in such a safety barrier is possible only if there are no convective moisture flows for the considered conservative modeling conditions. For a real repository, the condition of non-intervention of the level of interference for 36Cl is determined by significantly lower activity of 36Cl compared to 14C, and also by multiple dilution of the 36Cl concentration as far as the distance from the source of the final geometry was shown in the article.
URI: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/38327
Располагается в коллекциях:Известия ТПУ

Файлы этого ресурса:
Файл РазмерФормат 
bulletin_tpu-2017-v328-i4-08.pdf757,89 kBAdobe PDFПросмотреть/Открыть


Все ресурсы в архиве электронных ресурсов защищены авторским правом, все права сохранены.