Дживанова З.В. (zdzhivanova@ya.ru), Белова Е.В., к.х.н. (bl174@bk.ru) (ИФХЭ РАН), Соколов И.П., д.х.н. (sokolov@secnrs.ru), Родин А.В., к.х.н. (prodin@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Определены содержание карбоновых кислот в облученном ускоренными электронами экстрагенте в диапазоне доз 250 – 750 кГр, влияние регенерации на концентрацию карбоновых кислот, зависимости давления в экстракционной системе при протекании неуправляемых химических реакций азотной кислоты с карбоновыми кислотами для деградированных и регенерируемых растворов ТБФ в Изопаре-М.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

About reducing the content of the carboxylic acid at regeneration of degraded extractant

Dzivanova Z., Belova E., Ph.D. (IPCE RAS), Sokolov I., Ph.D., Rodin A., Ph.D. (SEC NRS).

The content of carboxylic acids in irradiated by accelerated electrons extractant in the range of 250 – 750 kGr was defined. The regeneration influence at the concentration of carboxylic acids was investigated. Relations of pressure for extraction system in case of runaway reactions of nitric acid with carboxylic acids flowing for degraded and regenerated solutions of TBP in Isopar-M.

Павлов Д.И.; д.т.н. Сорокин В.Т., info@atomproekt.com, АО «АТОМПРОЕКТ»; д.т.н. Гатауллин Р.М., mail@345mz.ru, АО «345 механический завод»; к.т.н. Шарафутдинов Р.Б., charafoutdinov@secnrs.ru, ФБУ «НТЦ ЯРБ».

Приведены конструкционные материалы, применяемые при изготовлении контейнеров для радиоактивных отходов всех классов. Представлены номенклатура и характеристики используемых и разрабатываемых контейнеров на предприятиях отрасли. Показаны варианты кондиционирования радиоактивных отходов 1 – 4 классов. Сформулированы направления создания парка контейнеров.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

The state and main directions of creating a fleet of containers for conditioning and disposal of radioactive waste

Pavlov D.; Sorokin V., Ph. D. (JSC «ATOMPROEKT»); Gataullin R., Ph. D. (JSC «345 mechanical plant»); Sharafutdinov R., Ph. D. (SEC NRS).

The structural materials, used in the production of containers for all classes of radioactive waste, are given in the article. The nomenclature and characteristics of containers, which used and develop in the industry, are shown. In the article are also presented the options for conditioning of 1 – 4 classes of radioactive waste and are formulated the ways for containers‘ fleet creation.

Хомяков А.П., д.т.н., ural-nrs@gosnadzor.ru; Морданов С.В., Никулин В.А., к.т.н., news@urfu.ru, ФГАОУ ВПО «Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина»; Корченкин К.К., к.т.н.; Мелентьев А.Б., к.х.н., mayak@po-mayak.ru, ФГУП «ПО «Маяк».

Представлены результаты исследований процессов усреднения химического состава и радиационной активности технологических азотнокислых растворов урана в емкостях приема азотнокислых растворов урана в процессе их подготовки к упариванию. Показана динамика изменения концентрации урана и радиационной активности технологических растворов. Представлены результаты сравнительного анализа эффективности перемешивания в емкостях приема с существующими перемешивающими устройствами и с предложенными модернизированными системами перемешивания.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

Nitric acid uranium solutions chemical composition and radiation activity averaging processes intensification

Khomjakov A., Ph. D., Mordanov S., Nikulin V., Ph. D. (FSAEI HPE Ural Federal University named after the first President of Russia B.N.Yeltsin – UrFU) Korchenkin K., Ph. D., Melent’ev A., Ph. D. (FSUE Mayak PA).

The researches results of the chemical nitric acid uranium solutions chemical composition and radiation activity averaging processes in the reception tanks during the preparation for evaporation are presented. The dynamics of uranium concentration and radiation activity alteration of technological solutions is shown. The comparative analysis results of mixing efficiency in the reception tanks via existing mixing equipment and offered modernized mixing systems are presented.

А.М. Киркин, А.В. Курындин к.т.н., А.А. Строганов, к.ф.-м.н., И.А. Ляшко, М.Ю. Карякин ФБУ «НТЦ ЯРБ», г. Москва, kirkin@secnrs.ru.
По материалам 18-ого Международного симпозиума по упаковке и транспортировке радиоактивных материалов (PATRAM-2016), прошедшего в Японии (г. Кобе) с 18 по 23 сентября 2016 года.

Представлен доклад, посвященный вопросам независимой оценки параметров безопасности, как неотъемлемой и необходимой части экспертизы обоснований безопасности ядерных установок и деятельности в области использования атомной энергии. Отмечено, что такие независимые оценки способствуют повышению качества экспертизы безопасности и в конечном итоге приводят к повышению уровня безопасности. Кроме того, в докладе указано, что качество независимых оценок параметров безопасности, осуществляемых организациями научно-технической поддержки регулирующих органов безопасности должно быть подтверждено расчетными и/или экспериментальными исследованиями оцениваемых параметров.

В докладе описаны используемые в ФБУ «НТЦ ЯРБ» расчетные и экспериментальные методы оценки параметров безопасности при транспортировании отработавшего ядерного топлива в транспортных упаковочных комплектах (на примере ТУК-153). Приведен обзор экспериментальных установок, используемых для верификации расчетных моделей, перечень допущений и приближений, используемых в расчетных моделях, а также результаты сравнения расчетных значений параметров безопасности со значениями, полученными экспериментальным путем. В конечном итоге выполнена верификация используемых в ФБУ «НТЦ ЯРБ» расчетных моделей для независимой оценки параметров безопасности при транспортировании ОЯТ и подтверждена их консервативность.

Доклад целиком на английском языке доступен для скачивания в формате PDF.