Радијациона стабилност полимерних, геополимерних и композитних материјала за примене у управљању радиоактивним отпадом

Abstract

Радиоактивни материјали користе се у бројним гранама медицине, привреде, за производњу електричне енергије и у научно-истраживачком раду. Радиоактивни материјали чија се даља употреба не планира проглашавају се радиоактивним отпадом. Радиоактивни отпад који садржи довољно активности или има време полураспада довољно дуго да се не може одмах испустити у животну средину мора се на адекватан начин сакупити а потом складиштити, обрађивати и коначно, ако се не може ослободити у животну средину, одложити. Сигурност управљања радиоактивним отпадом, у значајној мери заснива се на поузданости контејнера у које је радиоактивни отпад смештен. Правилан избор типа и материјала контејнера и његових елемената као што је испуна одредиће његово понашање у условима дугорочног излагања јонизујућем зрачењу и другим условима током складиштења и одлагања радиоактивног отпада како у нормалним условима тако и у случају потенцијалног акцидента. У овој дисертацији анализирано је неколико полимерних, геополимерних и композитних материјала као потенцијални кандидати за испуну у различитим типовима контејнера за складиштење и одлагање ислужених радиоактивних извора и радиоактивног отпада, са становишта утицаја јонизујућег зрачења. Погодност испитиваних материјала за наведене примене испитивана је Монте Карло симулацијама које дају вредности апсорбоване енергије у испунама контејнера различитих састава и димензија. Радиоактивни извори који се користе у симулационим моделима укључују најчешће ислужене радиоактивне изворе као и најчешће радионуклиде који се налазе у ниско, средње и високо активном радиоактивном отпаду. У симулационим моделима примењени су тачни геометријски модели испитиваних ситуација а такође је узет у обзир утицај слагања контејнера, било у складишту или у одлагалишту, на дозу у испуни. Резултати симулација коришћени су за израчунавање натпритиска унутар контејнера, узрокованог гасом који се ствара у унутрашњој испуни услед радиолизе. За сваки од испитиваних материјала одређују се и две врсте граница активности отпада: једна испод које се натпритисак смањује након почетног скока изазваног топлотом и друга која резултира натпритиском који остаје испод максимално дозвољене вредности. Промене молекуларне масе полимерних и композитних материјала услед излагања јонизујућем зрачењу су такође израчунате, како би се проверило да ли се може очекивати деградација механичких карактеристика оклопа изазвана радијацијом. Добијени резултати показују да су, у погледу ефеката изазваних излагањем јонизујућем зрачењу, испитивани материјали компатибилни са предложеном употребом као унутрашња испуна у контејнерима за складиштење и одлагање ислужених радиоактивних извора, ниско, средње и високо активног радиоактивног отпада.

Radioactive materials have various applications in medicine, industry, for electricity production and in scientific and research applications. Radioactive materials whose further use is not planned are declared as radioactive waste. Radioactive waste that contains activity high enough or has a half-life long enough that it cannot be immediately released into the environment must be adequately collected and then stored, processed and finally, if it cannot be released into the environment, disposed of. The safety of radioactive waste management is largely based on the reliability of the containers in which the radioactive waste is stored. Proper choice of container type and material and its elements such as inner shielding will determine its behavior under conditions of long-term exposure to ionizing radiation and other conditions during storage and disposal of radioactive waste both under normal conditions and in the case of a potential accident. In this dissertation, several polymeric, geopolymeric and composite materials are analyzed as potential candidates for inner shielding in different types of containers for storage and disposal of disused sealed radioactive sources and radioactive waste, from the point of view of ionizing radiation. The suitability of the investigated materials for these applications was tested by Monte Carlo simulations that give the values of the absorbed dose in the inner shielding of containers of different compositions and dimensions. Radioactive sources used in simulation models include the most commonly used sealed radioactive sources as well as the most common radionuclides found in low-, intermediate- and high-level radioactive waste. Accurate geometric models of the tested situations were applied in the simulation models, and the influence of stacking of containers, either in the storage or in the disposal facility, on the dose to inner shielding was also taken into account. The simulation results were used to calculate the overpressure inside the container, caused by the gas generated in the inner shielding due to radiolysis. For each of the investigated materials, two types of waste activity limits are determined: one below which the overpressure decreases after the initial increase caused by heat and the other which results in an overpressure that remains below the maximum allowable value. Changes in the molecular weight of polymeric and composite materials due to exposure to ionizing radiation were also calculated, in order to check whether degradation of the mechanical characteristics of the inner shielding caused by exposure to radiation can be expected. The obtained results show that, in terms of the effects caused by exposure to ionizing radiation, the investigated materials are compatible with the proposed use as internal shielding in containers for storage and disposal of spent radioactive sources, low-, medium- and high-level radioactive waste.