К вопросу об оценке поглощенной дозы в остеклованных высокоактивных радиоактивных отходах с учетом реальной геометрии бидонов

Авторы:   Алой А. С., Ковалёв Н. В., Прокошин А. М., Блохин А. И., Блохин П. А., Курындин А. В., Понизов А. В., Маковский С. В. Номер выпуска:   4 (98) – 2020.

При переработке отработавшего ядерного топлива образуется существенное количество радиоактивных отходов, большая часть из которых подлежит локализации в стеклоподобном компаунде и последующему захоронению в геологических формациях. Одним из основных требований к компаунду отходов является его длительная радиационная стойкость под действием излучения от включенных в матрицу радионуклидов. Для подтверждения радиационной стойкости должна быть определена величина дозы, поглощаемой в объеме матрицы после момента остекловывания. В настоящей работе представлены результаты расчетного моделирования набора поглощенной дозы в высокоактивных отходах, остеклованных в боросиликатную матрицу, при их долговременном хранении и последующем захоронении.

Ключевые слова: радиоактивные отходы, расчетное моделирование, поглощенная доза.

Язык статьи: русский. Cc. 61–72. DOI: 10.26277/SECNRS.2021.98.4.006.


On the evaluation of absorbed dose in vitrified high level radioactive waste with the account of real can geometry

Aloy A. S., D. Sc., Kovalev N. V., Prokoshin A. M., Blokhin A. I., Ph. D., Blokhin P. A., Ph. D., Kuryndin A. V., Ph. D., Ponizov A. V., Makovsky S. V.

A large amount of radioactive waste is produced during reprocessing of spent nuclear fuel. Most of this radioactive waste is subject to vitrification in glass-like compound and to subsequent deep geological disposal. One of the main requirements to radioactive waste compound is radiological stability under radiation of nuclides in waste for a long period of time. An amount of absorbed dose in compound volume shall be determined in order to justify radiological stability of radioactive waste. This article presents the results of absorbed dose calculation in radioactive waste in borsilicate glass matrix during long-term storage and subsequent disposal.

Keywords: radioactive waste, calculation modeling, absorbed dose.

Article language: Russian. Pp. 61–72. DOI: 10.26277/SECNRS.2021.98.4.006.


Скачать

absorbed_dose Размер: 2.8 Мб
Вернуться к списку