Визначення шляхів удосконалення методів подрібнення та сортування опроміненого графіту ядерних установок

О. Ю. Дорман

Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, вул. Кірова, 36а, Чорнобиль, 07270, Україна

https://orcid.org/0009-0005-3894-7333

К. В. Сімейко

Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, вул. Кірова, 36а, Чорнобиль, 07270, Україна
Інститут газу НАН України, вул. Дегтярівська, 39, Київ, 03113, Україна

https://orcid.org/0000-0002-1590-6281

DOI: doi.org/10.31717/2311-8253.25.2.6

Анотація

Стаття присвячена проблемі поводження з опроміненим графітом (ОГ) ядерних енергоустановок. Реакторний графіт (або графіт ядерної чистоти) використовувався як сповільнювач чи відбивач нейтронів у більш ніж 100 ядерних реакторах та є конструкційним і функціональним матеріалом у ядерних енергетичних системах IV покоління, зокрема у високотемпературних газоохолоджувальних (HTR, HTGR, VHTR) і рідко-сольових реакторах (MSR). Тому проблема поводження з ОГ ядерних енергоустановок є актуальною науковою проблемою. Для деяких можливих варіантів утилізації ОГ, зокрема, спалювання, захоронення, обробки іонізуючими смолами актуальним є питання подрібнення та сортування ОГ. На основі аналізу фізичних властивостей графіту після тривалої дії високих температур та нейтронного опромінення авторами пропонуються шляхи вдосконалення методів подрібнення та сортування ОГ з використанням штучного інтелекту (ШІ). Описано метод дроблення ОГ з використанням кульового млина з розвантаженням через решітку та розроблений алгоритм розділення ОГ з використанням ШІ, що включає цикли обробки та контролю з допомогою нейронних мереж. Майбутнє вдосконалення використання кульового млина з розвантаженням через решітку та алгоритму розділення має бути направлено на зменшення енергетичних витрат та адаптації до умов дистанційного керування.

Ключові слова: атомна енергетика, зняття з експлуатації АЕС, радіоактивні відходи, опромінений графіт, штучний інтелект.

Список використаної літератури

1. On the approval of the general safety provisions for the decommissioning of nuclear installations. Order of the State Inspection of Nuclear Regulation of Ukraine dated October 28, 2020, No. 440. Available at: https://zakon.rada.gov.ua/laws/show/z1311-20#Text. (in Ukr.)

2. Classification of radioactive waste. General safety guide. IAEA Safety Standard No. GSG‑1. Vienna: IAEA, 2014, 75 p. (in Rus.)

3. Komir A. I., Odeychuk N. P., Nikolaenko A. A., Tkachenko V.I., Derevyanko V.A., Krivchenko O.V., Shepelev A.G. (2016). Grafit kak konstruktsionnyy material yadernykh energeticheskikh sistem IV pokoleniya [Graphite as a structural material for Generation IV nuclear energy systems]. Problems of Atomic Science and Technology, vol. 1 (101), pp. 51−55. (in Rus.)

4. Azarov S.Y., Babych E. V. (2001). [Possible options for the disposal of spent reactor graphite during the decommissioning of the Chornobyl Nuclear Power Plant units]. Naukovi ta tekhnichni aspekty mizhnarodnoho spivrobitnytstva v Chornobyli. Zbirnyk naukovykh statei [Scientific and technical aspects of international scientific research in Chornobyl. Collection of scientific articles]. Vol. 3. Kyiv: Vyshcha shkola, pp. 219−231. (in Rus.)

5. Nosovskyi A.V. (2007). [Handling of irradiated graphite during decommissioning of nuclear power plant units]. Naukovi visti NTUU “KPI” [Scientific news of NTUU “KPI”], vol. 3 (53), pp. 12−19. (in Ukr.)

6. Marsden B.J. (2001). Nuclear graphite for high temperature reactors. Proceedings of the Technical committee meeting on gas turbine power conversion systems for modular HTGRs (Palo Alto, CA, USA, November 14−16, 2000),
pp. 177−192.

7. Schmitt R. (2021). 6.5.9 Synthetic graphite in nuclear applications. In: Industrial Carbon and Graphite Materials, Volume I: Raw Materials, Production and Applications, I. doi.org/10.1002/9783527674046.ch6_5_9.

8. IAEA (2006). Characterization, treatment and conditioning of radioactive graphite from decommissioning of nuclear reactors. IAEA-TECDOC‑1521. Vienna: IAEA, 80 p.

9. IAEA (1996). Graphite moderator life cycle behavior. Proceedings of a Specialists Meeting (Bath, United Kingdom, September 24−27, 1995). IAEA-TECDOC‑901. 352 p.

10. Bradbury D., Wickham A.J. (2006). Graphite decommissioning (EPRI Report No. 1013091). Palo Alto, CA: Electric Power Research Institute, 156 p.

11. Bradbury D., Wickham A.J. (2007). Graphite dust deflagration (EPRI Reports 1014797 and Supplement 1015460). Palo Alto, CA: Electric Power Research Institute, 128 p.

12. Bradbury D., Wickham A.J. (2008). Graphite leaching (EPRI Report 1016772). Palo Alto, CA: Electric Power Research Institute.

13. Bradbury D., Mason B. (2008). Program on technology innovation: Graphite waste separation (EPRI Report 1016098). Palo Alto, CA: Electric Power Research Institute.

14. Wickham A.J. (2010). Carbon‑14 in irradiated graphite waste (EPRI Report 1021109). Palo Alto, CA: Electric Power Research Institute.

15. Bradbury D., Goodwin J. (2010). Innovative graphite removal technology for graphite-moderated reactor decommissioning: Nibble and vacuum (EPRI Report 1021110). Palo Alto, CA: Electric Power Research Institute.

16. Wickham, A. J. (2012). Behavior of Cl‑36 and tritium in irradiated graphite wastes (EPRI Report 1025312). Palo Alto, CA: Electric Power Research Institute.

17. Marsden B.J., Wickham, A. J. (1998). Graphite disposal options — a comparison of the approaches proposed by UK and Russian reactor operators. In: Proceedings of the International Conference on Nuclear Decommissioning,
vol. 9, pp. 145−153.

18. Neighbour G.B., Wickham A.J., Hacker P.J. (2000). Determining the future for irradiated graphite disposal. Nuclear Energy, vol. 39, pp. 179−186.

19. Ojovan M.I., Wickham A.J. (2014). Treatment of irradiated graphite to meet acceptance criteria for waste disposal: Problem and solutions. Materials Research Society Symposium Proceedings, vol. 1665.

20. Ojovan, M. I., & Wickham, A. J. (2016). Radiation effects in graphite. In: Proceedings of the Joint ICTP-IAEA Workshop on Radiation Effects in Nuclear Waste Forms and their Consequences for Storage and Disposal (International Centre for Theoretical Physics, Trieste, Italy). Available at: http://indico.ictp.it/event/7633.

21. Metcalfe M.P., Wareing A. (2013). Deliverable D‑1.7.2: Collation of data and information from other work packages (Report of the CARBOWASTE Project, European Union).

22. CAST Project (2018). EU Project on Carbon‑14 Source Term (CAST). European Union. Available at: https://www.projectcast.eu/publications/reports.

23. Wickham A., Steinmetz H.-J., O’Sullivan P., Ojovan M. I. (2017). Updating irradiated graphite disposal: Project ‘GRAPA’ and the international decommissioning network. Journal of Environmental Radioactivity, vol. 171, pp. 34−40.

24. Kirby W. (2011). Brookhaven Graphite Research Reactor (BGRR) D and D Project — 11243. Proceedings of the Waste Management Symposium 2011 (Phoenix, AZ, February 27 — March 3, 2011), 6 p. Available at: https://archivedproceedings.econference.io/wmsym/2011/papers/11243.pdf.

25. Voievodin V.M., Hrybanov Yu. O., Hurin V.A., Hurin I.V., Huida V.V. (2015). [Carbon-graphite materials in nuclear energy (Review)]. Problems of Atomic Science and Technology, Vol. 2 (96), pp. 52-64. (in Rus.)

26. Smyrnov V.O., Biletskyi V. S. (2012). Pidhotovchi protsesy zbahachennia korysnykh kopalyn [Preparatory processes for mineral enrichment] (Study guide). Donetsk: Skhidnyi Vydavnychyi Dim [Donetsk: Eastern Publishing House]. 284 p. (in Ukr.)

27. Sokur M.I., Kiianovskyi M.V., Vorobiov O.M., Sokur L.M., Sokur I.M. (2014). Dezintehratsiia mineralnykh resursiv [Disintegration of mineral resources]. Kremenchuk: Publishing House of Private Enterprise Shcherbatykh O.V., 304 p.
(in Ukr.)

28. Smyrnov V.M., Biletskyi V. S., Sokur M.I. (2019). [Theoretical foundations of calculating the productivity of drum mills]. Zbahachennia korysnykh kopalyn [Mineral Enrichment], vol. 73 (114), pp. 58−66. (in Ukr.)

Повний текст (PDF)

---