Electron linac application for characterization and disposal of radioactive waste

Rapid development of nuclear engineering, medicine and radiation technologies is accompanied by increase of the radioactive waste (RAW) including long-lived ones. A RAW handling assumes their element content and activity analysis (characterization), compacting and disposal. This problem is of ultimate importance after shutdown of Chornobyl nuclear power plant Unit 4. The activity of the RAW inside the unit is estimated as much as 20 MCi (mainly on account of the Cs-137). These circumstances ensure a necessity of elaboration of the especial methods for express-analysis of large RAW fluxes. An immobilization of the long-lived radionuclides is entailed in turn with the problem of their localization into stable matrix as well as placing in resistive to radiation containers and geological structures. The report contains an overview of methods elaborated in NSC KIPT for RAW characterization and investigation using the bremsstrahlung of the high-current electron accelerator of radiation stability of the artificial and natural barriers for radionuclide immobilization

Analyses of fluorapatite prepared by both chemical precipitation and solid phase reaction methods

At the present study the possibility of obtaining two compositions of Ca₁₀(PO₄)₆F₂ and Ca₉Sr(PO₄)₆F₂ fluoroapatites by both chemical deposition from solutions of the initial components and reaction in the solid phase was investigated. Using X-ray diffraction (XRD) method was shown that the fluorapatite synthesis based on calcium pyrophosphate with the addition of strontium takes place at lower temperatures. Fluoroapatite formation obtained by precipitation process is the result of the reaction between initial component solutions. At the process of heat treatment of obtained powders by XRD method was found that compared with fluorapatite obtained by solid phase reaction, fluorapatite obtained by precipitation method include less content of TCP phase. Maximum density (~92 % of the theoretical value) is reached for the sample heat treated at 1250 °C with the exposure time up to 6 hours for fluorapatite obtained by precipitation and at a temperature 1200 °C with the exposure time up to 10 hours for fluorapatite prepared by reaction in the solid phase.данной работе исследовалась возможность получения фторапатита двух составов Ca₁₀(PO₄)₆F₂ и Ca₉Sr(PO₄)₆F₂ методом химического осаждения растворов исходных компонентов и реакцией в твердой фазе. С помощью рентгенофазового анализа (РФА) показано, что с добавлением стронция синтез фторапатита на основе пирофосфата кальция проходит при более низких температурах. Образование фторапатита, полученного осаждением происходит в результате реакции между растворами исходных компонентов. При термообработке полученных порошков методом РФА установлено, что по сравнению с фторапатитом, полученным с помощью твердофазной реакции, фторапатит, полученный осаждением содержит меньшее количество ТКФ. Максимальное значение плотности (~92% от теоретической) достигнуто для образцов термообработанных при температуре 1250 °С и времени выдержки 6 часов дляфторапатита, полученного осаждениеми при температуре 1200 °С и времени выдержки 10 часов для фторапатита, полученного реакцией в твердой фазе.У даній роботі досліджувалася можливість отримання фторапатиту двох складів Ca₁₀(PO₄)₆F₂ та Ca₉Sr(PO₄)₆F₂ методом хімічного осадження розчинів вихідних компонентів і реакцією в твердій фазі. За допомогою рентгенофазового аналізу (РФА) показано, що з додаванням стронцію синтез фторапатиту на основі пірофосфата кальцію проходить при нижчих температурах. Утворення фторапатиту, отриманого осадження відбувається в результаті реакції міжрозчинами вихідних компонентів. При термообробці отриманих порошків методом РФА встановлено, що у порівнянніз фторапатитом, отриманим реакцією в твердій фазі, фторапатит, отриманий осадженням містить меншу кількість ТКФ. Максимальне значення щільності (~92% від теоретичної) досягнуте для зразків термооброблених при температурі 1250 °С і часі витримки 6 годин для фторапатиту, отриманого осадженням і при температурі 1200 °С і часі витримки 10 годин для фторапатиту, отриманого реакцією в твердій фазі

Experimental study on radioactive waste immobilization in low-temperature magnesium-potassium phosphate ceramic matrix

Results of the studies carried out in NSC KIPT on application of magnesium-potassium phosphate ceramic matrices for immobilization of cesium, clinoptilolite with a cesium and solidified simulators of highly-active waste with high salt content are presented. The high radiation stability and corrosion resistance of the magnesiumpotassium phosphate ceramic matrices to leaching of radionuclide simulators, as well as basic components of solidified ceramic compounds were determined. It was shown that magnesium-potassium phosphate matrices for the solidification of liquid radioactive wastes of low and middle activity level, including waste with increased salt content, can be used in Ukrainian NPPs.Представлені результати виконаних у ННЦ ХФТІ робіт по застосуванню калій-магній-фосфатних керамічних матриць для іммобілізації цезію, кліноптилоліту з цезієм та отвердження імітаторів високосольових високоактивних відходів. Встановлена висока радіаційна та корозійна стійкісті отриманих матриць до вилуговування імітаторів радіонуклідів та основних компонентів твердих керамічних компаундів. Показано, що калій-магній-фосфатна матриця може бути використана для отвердження рідких радіоактивних відходів АЕС України низького та середнього рівнів активності, у тому числі зі збільшеним солевмістом.Представлены результаты выполненных ННЦ ХФТИ работ по применению калий-магний-фосфатных керамических матриц для иммобилизации цезия, клиноптилолита с цезием и отверждения имитаторов высокосолевых высокоактивных отходов. Установлена высокая радиационная и коррозионная стойкости полученных матриц к выщелачиванию имитаторов радионуклидов и основных компонентов твердых керамических компаундов. Показано, что калий-магний-фосфатная матрица может быть использована для отверждения жидких радиоактивных отходов АЭС Украины низкого и среднего уровней активности, в том числе с увеличенным солесодержанием

Target unit for radiation test of materials under bremsstrahlung of electron accelerator

There is a necessity to provide an immobilization of the long-lived radioactive waste into radiation-resistant structure (a cement matrix, container capsule, geological disposal environment and so on) for it safely disposal. The material of the every of these barriers should have resistance corresponding to the absorbed dose value up to 10⁸ Gy for the period of time up to 1000 years. The method of imitation exposure of the materials under bremsstrahlung of the high-current Linac was developed for prediction behavior and material selection. For realization of this method in a wide range of exposure conditions (by temperature, humidity, rate and amount of the doze) the special target unit was designed. It has a modular construction and includes two chambers for samples (one for exposure in liquid and another one – in the atmosphere) that are placed along the irradiation axis and integrated together spatially. Also, the target unit has plane-parallel ionization chamber for continuous monitoring of the photon flux intensity and absorbed doze. The copper thermistor is used as a temperature probe. The structure and characteristics of measurement channels are described as well

Investigation of granite rocks radiation-chemical durability

Gamma-activation analysis is used to study dynamics of leaching of various elements from granite samples. The sample preliminary irradiation and activation was carried out in the field of bremsstrahlung of electron accelerator. With the use of Ge(li) detector concentration of sodium, cesium and manganese isotopes in the leachant as well as the dependence of diffusion coefficient are determined

Investigation of actinide simulators migration in granite and tuff irradiated by gamma-quanta

Granite and tuff specimens have been γ- irradiated to the absorbed doses ranging from 10⁷ to 3.0·10⁸ Gy. Penetration profiles of cerium ¹³⁹Ce (actinide simulator) in granite and tuff specimens (before and after γ-irradiation) were measured by means of nuclear physics methods. The irradiation has led to an increase in the cerium diffusion coefficients by several orders of magnitude. The irradiation to 3.0·10⁸ Gy has caused the mechanical fracture of granite whereas the tuff specimens have retained their integrity while showing the appearance of microcracks.Образцы гранита и туфа были облучены гамма-квантами до доз 10⁷…3.0·10⁸ Гр. С помощью ядерно-физических методов получены профили проникновения церия ¹³⁹Ce (имитатора актинидов) до и после облучения. Облучение привело к значительному увеличению коэффициентов диффузии церия. Облучение до дозы 3.0·10⁸ Гр привело к механическому разрушению образцов гранита. Образцы туфа сохранили свою целостность, но в них выявлены нарушения структуры за счет появления микротрещин.Зразки граніту і туфу було опромінено гамма-квантами до доз 10⁷…3.0·10⁸ Гр. За допомогою ядерно- фізичних методів отримані профілі проникнення церію ¹³⁹Ce (імітатора актинідів) до і після опромінення. Опромінювання зразків природних матеріалів привело до значного збільшення коефіцієнтів дифузії церію. Опромінення до дози 3.0·10⁸ Гр привело до механічного руйнування зразків граніту. Зразки туфу зберегли свою цілісність, але у них виявлені порушення структури за рахунок появи мікротріщин

Erosion behavior of materials on basis of tungsten hot pressed in vacuum under mirror Penning discharge plasma impact

The erosion behavior of porous W, W-Ni and W-Cu systems produced by hot pressing in vacuum was examined under exposure to plasmas of mirror Penning discharges in argon, nitrogen, helium and hydrogen. The erosion characteristic behavior in dependence on ion energy and mass is analyzed and discussed.Досліджувалася ерозійна поведінка пористих W, і W-Ni, W-Cu систем, виготовлених гарячим пресуванням у вакуумі при дії стаціонарної плазми відбивних розрядів Пеннінга в аргоні, азоті, гелії і водні. Аналізується і обговорюється поведінка ерозійних характеристик залежно від енергії іонів та їх маси.Исследовалось эрозионное поведение пористых W, и W-Ni, W-Cu систем, изготовленных горячим прессованием в вакууме при воздействии стационарной плазмы отражательных разрядов Пеннинга в аргоне, азоте, гелии и водороде. Анализируется и обсуждается поведение эрозионных характеристик в зависимости от энергии ионов и их массы

Use of electron linac for study of fission product and actynide diffusion through glass ceramic matrices

The diffusion of cerium and uranium was investigated in glass ceramic matrices obtained in the gasostat. For activation of isotopes ¹⁴⁰´¹⁴²Се and ²³⁸U the brake radiation from electrons of the linear accelerator was used. The threshold of detectability of elements was reached from 5 to 15 µg/g for a sample of the area 1 cm². The coefficients of diffusion in the grain material and at grain boundaries were measured, and their values for the pressing temperature of 910°С and pressure 100~МPa were 3.5⋅10⁻⁹ cm²/s in the grain and 1.2⋅10⁻⁸ cm²/s at grain boundaries.Методом зняття шарів вивчена дифузія церію й урану в синтезовані за допомогою газостатического пресування склокерамічної матриці. Для активації ізотопів ¹⁴⁰´¹⁴²Се і ²³⁸U використовувалося гальмове випромінювання від електронів лінійного прискорювача. Межа виявлення ізотопів церію й урану становила 10⁻⁵ г/г. Були вимірювані коефіцієнти дифузії в матеріалі зерна і по границях, що при температурі пресування 910°С і тиску 100 МПа склали 3,5⋅10⁻⁹ см²/с у зерні і 1,2⋅10⁻⁸ см²/с по границях зерен.Методом снятия слоев изучена диффузия церия и урана в синтезированные посредством газостатического прессования стеклокерамические матрицы. Для активации изотопов ¹⁴⁰´¹⁴²Се и ²³⁸U использовалось тормозное излучение от электронов линейного ускорителя. Предел обнаружения изотопов церия и урана составил 10⁻⁵ г/г. Были измерены коэффициенты диффузии в материале зерна и по границам, которые при температуре прессования 910°С и давлении 100 МПа составили 3,5⋅10⁻⁹ см²/с в зерне и 1,2⋅10⁻⁸ см²/с по границам зерен

Obtaining of strontium doped fluorapatite powders

Possibility of obtaining powders of calcium Ca₁₀(PO₄)₆F₂ and strontium-containing Ca₉Sr(PO₄)₆F₂ fluorapatites by both solid phase reaction method with subsequent heat treatment and chemical co-precipitation method from solutions of the initial components was investigated. It was shown that the total synthesis of calcium Ca₁₀(PO₄)₆F₂ and strontium-containing Ca₉Sr(PO₄)₆F₂ fluorapatites by solid phase method occurs at a temperature of 900 °C, and by chemical co-precipitation as a result of the reaction between initial components. Obtained nanosized powders of calcium and strontium-containing fluorapatites were produced by chemical co-precipitation method