Переработка облучённого реакторного графита

В связи с выводом из эксплуатации радиационно-опасных ядерных объектов, таких как исследовательские и промышленные уран-графитовые реакторы, энергоблоки АЭС и корабли с ядерными энергетическими установками, встала проблема изобретения способа обработки облучённого реакторного графита.  

В настоящее время учёными предложены различные методы переработки облучённого графита, но основываются они на использовании разных физико-химических процессов, большинство из которых предусматривает сжигание всей массы графита. В основном все предложенные методы не совсем совершенны, и их применение не решает все проблемы, связанные с распространением радиоактивных веществ.

Однако один метод является наиболее приемлемым и главное его достоинство заключается в функциональности и в повышении безопасности обслуживающего персонала, выполняющего необходимые работы в ходе снятия объекта с эксплуатации. Также этот метод положительно влияет на сохранность окружающей среды и может быть использован при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем.

Принцип действия изобретения заключается в том, что облучённый графит, перед термообработкой, подвергают воздействию реагентов, разрушающих его поверхностный слой, на котором содержатся радиоактивные нуклиды, и затем полностью удаляют полученный продукт с поверхности графита. Обработанный таким образом облучённый графит подвергают в течение двух часов термообработке при температуре 700-800°C. Изобретение обеспечивает высокий уровень экологической безопасности объектов атомной промышленности и значительное сокращение объёмов отходов, которым необходимо долговременное контролируемое хранение.