Экстрагирование изотопов радия, урана и плутония из измельченных радиоактивных строительных материалов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.17.02, кандидат технических наук Юрченко, Андрей Юрьевич

• Юрченко, Андрей Юрьевич
• кандидат технических наук
• 2012

Оглавление диссертации кандидат технических наук Юрченко, Андрей Юрьевич

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

1 АНАЛИТИЧЕСКИЙ ОБЗОР

1.1 Анализ проблем снятия с эксплуатации объектов ядерной энергетики

1.2 Характеристика основных строительных материалов

1.2.1 Бетон

1.2.2 Кирпич

1.2.3 Силикатный кирпич

1.3 Взаимодействие строительных материалов с водой и водными растворами

1.4 Взаимодействие радионуклидов со строительными материалами

1.5 Методы дезактивации бетона

1.5.1 Механические методы

1.5.1.1 Вакуумирование (пылеотсасывание)

1.5.1.2 Удаляемые пленочные покрытия

1.5.1.3 Дезактивация струей воздуха (газа или пара)

1.5.1.4 Измельчение (шевингвание)

1.5.1.5 Скалывание

1.5.1.6 Абразивная обработка

1.5.1.7 Промывка водой

1.5.2 Термические методы

1.5.2.1 Газопламенная обработка

1.5.2.2 Световая обработка

1.5.2.3 Обработка СВЧ-излучением

1.5.2.4 Дезактивация пиротехническими смесями

1.5.3 Химические методы

1.5.3.1 Дезактивация растворами

1.5.3.2 Дезактивация сорбирующими композициями

1.5.3.3 Сверхкритическая экстракция

1.5.3.4 Электрокинетическая дезактивация

1.6 Сравнительная стоимость различных методов дезактивации бетона

1.7 Методы дезактивации грунтов, как близкого аналога измельченных радиоактивных строительных материалов

2. МЕТОДИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

2.1 Объекты исследования

2.2 Характеристика объектов исследования

2.2.1 Фазовый состав

2.2.2 Химический состав

2.2.3 Радионуклидный состав

2.3 Используемые методики

2.4 Экстрагирование радионуклидов в статических условиях

2.5 Экстрагирование радионуклидов в динамических условиях

2.6 Экстрагирование радионуклидов в электрокинетическом режиме

3 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ЧАСТЬ

3.1 Распределение радионуклидов в различных фракциях бетона

3.2 Экстрагирование радионуклидов в статических условиях

3.2.1 Экстрагирование урана из бетона № 2

3.2.2 Влияние температуры на распределение урана между твердой фазой бетона и жидкой фазой дезактивирующего раствора

3.2.3 Влияние окислителей на экстрагирование урана

3.2.4 Влияние соотношения фаз на экстрагирование урана

3.2.5 Экстрагирование 226Яа из отходов красного кирпича

3.2.6 Экстрагирование ' Ри из отходов бетона № 1

3.3 Кинетика экстрагирования радионуклидов в различных условиях

3.3.1 Кинетика экстрагирования урана в статических условиях

3.3.2 Кинетика экстрагирования урана в динамических условиях

3.3.3 Экстрагирование урана в электрокинетических условиях

3.4 Экстрагирование урана в противоточном режиме

4 ОБСУЖДЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ

4.1 Характеристика отходов строительных материалов

4.2 Распределение радионуклидов в бетоне

4.3 Экстрагирование радионуклидов в статических условиях

4.3.1 Экстрагирование урана

4.3.2 Экстрагирование радия

4.3.3 Экстрагирование плутония

4.4 Кинетика экстрагирования урана

4.5 Сравнение технологических показателей различных режимов дезактивации отходов бетона

5 ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

5.1 Схема осуществления процесса химической дезактивации строительных материалов

5.2 Конструкция стендовой установки

5.3 Испытания стендовой установки

5.4 Оценка затрат

ВЫВОДЫ

ЛИТЕРАТУРА

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Экстрагирование изотопов радия, урана и плутония из измельченных радиоактивных строительных материалов»

ВВЕДЕНИЕ

Широкое использование ядерной энергии и радиоактивных изотопов в мирных целях приводит к большому и все возрастающему количеству радиоактивных отходов (РАО). Обращение с радиоактивными отходами является одной из важных проблем развития ядерной энергетики и различных видов технологий, связанных с применением радиоактивных веществ и источников ионизирующего излучения.

К радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию материалы, изделия, оборудование, объекты биологического происхождения, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные действующими нормативными документами (НРБ-99 [1]), отработавшее ядерное топливо, отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, извлеченные из недр и складируемые в хвостохранилища породы, руды и отходы их обогащения и выщелачивания.

Значительные количества твердых РАО в настоящее время представлены загрязненными строительными материалами, главным образом, бетонами различных марок. Такого рода отходы образуются при дезактивации зданий и промышленных помещений механическими методами, ликвидации аварий. Но наибольшее их количество возникает при снятии с эксплуатации объектов ядерной энергетики и обслуживающих ее радиохимических производств, отслуживших проектный срок, нерентабельных или несоответствующих современным требованиям безопасности. Приведение этих объектов в радиационно-безопасное состояние предполагает их полный или частичный демонтаж, главным образом, механическими методами (взрывом, раскалыванием, распиливанием и т.п.).

Образующиеся отходы фрагментированных строительных материалов различной дисперсности - от пыли до обломков массой в сотни килограммов, удаляют на специальные пункты для длительного хранения (захоронения). Однако, ввиду того, что стоимость обслуживания таких пунктов и сооружения новых достаточна высока и постоянно растет, представляется экономически целесообразным разработка и применение различных технологий, направленных на сокращение объема отходов, направляемых на длительное хранение (захоронение). Очищенные от радионуклидов строительные материалы, которые могут быть выведены из-под категории радиоактивных отходов (главным образом, низкого уровня активности), в отдельных случаях могут быть даже возвращены, в качестве вторичного сырья, в строительство (например, дорожное).

Наибольшее количество работ в данной области посвящено переработке радиоактивных грунтов и металлолома, причем созданные для этих материалов технологии осуществлены в промышленном масштабе. Существующие и предлагаемые технологии обращения с радиоактивными строительными материалами сводятся, в основном, к дезактивации поверхностей цельных конструкций тем или иным способом. Таким образом, задача разработки технологий обращения с фрагментированными отходами строительных материалов является весьма актуальной.

Следует отметить, что особую опасность представляют радиоактивные отходы

строительных материалов, загрязненных долгоживущими а-излучателями, такими как 226

11а и актиноиды. Для этих радионуклидов установлены наиболее жесткие нормы -согласно ОСПОРБ-99 [2], материал считается радиоактивным отходом при содержании урана или трансурановых элементов от 1000Бк/кг и выше, а для изотопа 226Ка (в равновесии с продуктами распада) - от 10000 Бк/кг и выше. Из-за больших периодов полураспада данных радионуклидов, для загрязненных ими материалов неприемлем метод отсроченного демонтажа или выдержки с целью снижения активности до приемлемых уровней, что делает проблему обращения с ними особенно актуальной уже на данный момент.

Основной целью данной работы является исследование процесса экстрагирования альфа-излучающих радионуклидов из реальных отходов строительных материалов и получение исходных данных для разработки технологии реагентной дезактивации фрагментированных (измельченных) отходов строительных материалов от изотопов радия, урана и плутония.

Разрабатываемая технология заключается в следующем: фрагментированные радиоактивные отходы строительных материалов сортируют, отбирая по уровню загрязнения материал, для которого реагентная дезактивация экономически целесообразна. Отсортированный материал при необходимости доизмельчают и обрабатывают в специальном аппарате (экстракторе) соответствующим дезактивирующим раствором в определенном режиме при одновременном воздействии различных физических факторов (температуры, электрического тока и т.п.) с целью интенсификации процесса. По завершении процесса обработанный материал, который проходит выходной контроль на содержание радионуклидов, при условии достижения необходимого коэффициента дезактивации, удаляется либо в отвал, либо используется, в качестве сырья, для строительных работ. Отработанный дезактивирующий раствор, в зависимости от состава и удельной активности, либо используют повторно, либо перерабатывают известными для жидких радиоактивных отходов (ЖРО) методами на водоочистных

установках. Строительные материалы, которые не удалось дезактивировать кондиционируют для последующего долговременного хранения (захоронения).

Задачами данной работы являются:

1. Определение особенностей загрязнения реальных отходов строительных материалов изотопами радия, урана и плутония.

2. Исследование взаимодействия реальных строительных отходов с дезактивирующими растворами различного химического состава с целью оптимизации состава дезактивирующих растворов и условий обработки ими радиоактивных строительных материалов.

3. Изучение воздействия температуры и постоянного электрического поля на параметры (скорость, равновесные характеристики и т.п.) процесса экстрагирования радионуклидов из строительных материалов.

4. Определение оптимального режима экстрагирования и определение технологически значимых показателей его эффективности.

5. Разработка и создание экспериментальной установки химической дезактивации с единичной загрузкой порядка 100 кг по радиоактивным строительным материалам.

6. Оценка технико-экономической эффективности предлагаемой технологии.

Научная новизна работы состоит в том, что:

найдены условия эффективной реагентной дезактивации реальных отходов строительных материалов (бетона и глиняного кирпича) от изотопов радия, урана и плутония;

изучено влияние химического состава дезактивирующих растворов, соотношения твердой и жидкой фаз, температуры на коэффициент распределения урана между твердой (бетон) и жидкой (дезактивирующий раствор) фазами;

для различных вариантов проведения процесса дезактивации реальных радиоактивных строительных отходов (бетон) от изотопов урана определены кинетические и равновесные характеристики от времени проведения процесса, расхода дезактивирующего раствора и объема вторичных ЖРО;

изучена возможность электрокинетической дезактивации реальных измельченных радиоактивных отходов (бетон) от урана и определены параметры этого процесса в различных условиях;

изучена кинетика перехода урана из твердой фазы реальных радиоактивных строительных отходов (бетон) в жидкую фазу (дезактивирующий раствор) при

электрокинетической дезактивации в условиях различных температур и плотностей электрического тока.

Практическая значимость работы состоит в том, что:

- разработана технологическая схема процесса химической (а также, электрокинетической) дезактивации фрагментированных отходов радиоактивных строительных материалов;

- оценена технико-экономическая эффективность предложенной технологии и целесообразные сферы ее применения;

- для отработки технологии в укрупненном масштабе создана экспериментальная установка с узлом экстрагирования радионуклидов с единичной загрузкой по твердым отходам около 100 кг.

Представленная работа выполнена в соответствии с Программой совершенствования и повышения качества, безопасности, надежности средств и методов производства при обезвреживании РАО, обеспечения радиационной безопасности населения и охраны окружающей среды Московского региона на 2002-2006 годы ГУП МосНПО «Радон» в рамках тем НИР 2.13.02 «Разработка вариантов проведения дезактивации бетонных поверхностей в полевых условиях» и 7.01.02 «Разработка технологии дезактивации радиоактивных строительных материалов».

Заключение диссертации по теме «Технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов», Юрченко, Андрей Юрьевич

ВЫВОДЫ

1. Проведенный аналитический обзор научно-технической литературы показал, что существует проблема снятия с эксплуатации предприятий ядерной энергетики и радиохимических производств, связанная с образованием значительных количеств твердых радиоактивных отходов. Основную долю этих отходов составляют низкоактивные отходы строительных материалов (главным образом, бетона). Дороговизна захоронения (долговременного хранения) твердых отходов обуславливает экономическую целесообразность их дезактивации с целью выведения из категории радиоактивных отходов.

Также показано, что целесообразна разработка методов дезактивации измельченных строительных материалов, т.к. большинство применяемых на сегодняшний день методов дезактивации строительных материалов основано на механическом разрушении их поверхностного слоя.

2. Показано, что удельная активность исследованных образцов с различных объектов даже из одной партии радиоактивных отходов изменяется в широких пределах -от практически чистого материала до материала, соответствующего категории среднеактивных отходов. Изучение загрязненности компонентов бетона показало, что радионуклиды радия и урана сосредоточены преимущественно в связующем бетона.

3. Экспериментально показана возможность экстрагирования до 95 % урана из реальных отходов бетона обработкой растворами карбоната натрия или оксалата аммония с концентрацией 0,2-0,5 М. Повышение температуры дезактивирующего раствора или пропускание через него постоянного электрического тока не смещает термодинамического равновесия, но ускоряет переход урана в жидкую фазу. Обнаружено, что увеличение температуры от +20 до +90°С ускоряет процесс дезактивации бетона в 90 раз, а пропускание через реакционную среду постоянного электрического тока у плотностью от 250 до 2170 А/дм - в 70-150 раз, соответственно.

4. Экспериментально показана возможность экстрагирования до 75 % изотопов плутония из реальных отходов бетона обработкой растворами сульфата натрия (0,5 М), или смешанным раствором карбоната (0,35 М) и гидрокарбоната (0,15 М) натрия. Добавка к указанным растворам перманганата калия до концентрации 0,05 М увеличивает долю экстрагируемого плутония до 83 %.

5. Экспериментально показана возможность экстрагирования до 100% радия из реальных отходов глиняного кирпича раствором азотной кислоты с концентрацией 0,050,1 М. Предложен способ регенерации дезактивирующего раствора путем добавления в отработанный раствор серной кислоты и нитрата бария и последующего отделения осадка сульфата бария от раствора.

6. При экспериментальном изучении влияния условий обработки бетона, загрязненного ураном, на параметры процесса дезактивации (расход реагентов и объем вторичных ЖРО), установлено, что оптимальной является последовательная обработка порции бетона несколькими порциями раствора при минимальном соотношении жидкой и твердой фаз. Подобный результат получен также при дезактивации в электрокинетическом режиме при плотности тока 2170 А/м2.

Использование низкоактивного отработанного дезактивирующего раствора для обработки новых порций отходов позволяет сократить его удельный расход в 2,7 раза.

7. Разработана технологическая схема установки дезактивации фрагментированных отходов минеральных строительных материалов. Установка реализована в виде стендового варианта с реактором для экстрагирования радионуклидов с загрузкой 100 кг по твердым отходов. Стендовая установка успешно прошла испытания на реальных отходах железобетона, загрязненных ураном.

94

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Юрченко, Андрей Юрьевич, 2012 год

ЛИТЕРАТУРА

1. Государственные санитарно- эпидемиологические правила и нормы. Нормы радиационной безопасности (НРБ- 99), М.: 2000.

2. Государственные санитарно-эпидемиологические правила и нормативы. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности. (ОСПОРБ-99). Минздрав России, М.: 2000.

3. Кузнецов В. М. Вывод из эксплуатации объектов атомной энергетики. М.:

2003.

4. KOMATSU, J., Research and development for dismantlement of nuclear facilities, J. RANDEC, Nov. 1(1991).

5. SAEKI, K., EZURE, H., «Decommissioning of nuclear facilities in Japan», Nuclear Decommissioning- The Strategic, Practical, and Environmental Considerations (Proc. Int. Conf. London, 1995), Mechanical Engineering Publications, London, (1995) 2940.

6. MOORE, K., Clearing path to green field sites, Atom 428 May/June (1993).

7. CLAMP, A., Decommissioning breaking up's not hard to do, Nucl. Energy, Fourth Quarter (1994) 6-11.

8. HEIDER, K.J., MELLOR, R.A., Decommissioning Yankee Rowe, Radwaste Mag. 14(1994) 27- 32.

9. GORDELLIER, S.C., PASSANT, F.H., «Decommissioning of Nuclear Electric's gas cooled reactors: The development of a new strategy», Decommissioning Policies for Nuclear Plants (Proc. Int. Sem. Paris, 1991), OECD, Paris (1992).

10. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Decommissioning of Nuclear Facilities: Report of a Technical Committee Meeting on the Decommissioning of Nuclear Facilities, IAEA-179, Vienna (1975).

11. Ковальчук О. В., Полуэктова Г. Б. Опыт снятия с эксплуатации ядерных предприятий за рубежом. ЦНИИАтоминформ. 1990

12. Былкин Б. К., Шапошников В. А., Шмаков JI. В., Берела А. И. Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации энергоблоков ЛАЭС. Известия Академии Промышленной Экологии. №2. 2004.

13. Волков В. Г., Городецкий Г. Г., Зверков Ю. А., Лемус А. В., Иванов О. П., Семенов С. Г., Чесноков А. В., Шиша А. Д. Технологии обращения с радиоактивными отходами при реабилитации радиоактивно- загрязненных объектов и участков территории РНЦ "Курчатовский институт". Труды VII Международной конференции "Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО", Санкт-Петербург 27/09- 1/10/2004. с.141-149.

14. Ключников А. А., Щербин В. Н., Рудько В. М., Батий В. Г., Правдивый А. А., Стоянов А. И. Обращение с твердыми радиоактивными отходами в процессе преобразования объекта "укрытие". Труды VII Международной конференции "Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО", Санкт- Петербург 27/091/10/2004. с. 273-278.

15. Криницын А. П., Ретроспективная оценка эффективности мероприятий по повышению радиационной безопасности 4-го блока ЧАЭС. Пятая Российская конференция по радиохимии. Радиохимия- 2006: Тезисы докладов. Дубна, 23- 27 октября 2006г.

16. Огородников Б. И., Будыка А. К., Краснов В. А., Пазухин Э. М., Выбросы радиоактивных аэрозолей из объекта «Укрытие»ЧАЭС. Пятая Российская конференция по радиохимии. Радиохимия- 2006: Тезисы докладов. Дубна, 23- 27 октября 2006г.

17. Калинкин В. И., Шведов А. А., Демин А. В., Федоров Н. В., Кащеев В. В., Звягина JI. Н. Проектные решения по обращению с TPO на объекте в губе Андреева. Труды VII Международной конференции "Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО", Санкт- Петербург 27/09- 1/10/2004. с.248- 255.

18. AULER, I., «Experience and current status of Niederaichtbach power plant decommissioning project», Managing Risks in Decommissioning, Decontamination and Reutilization Projects (Exec. Conf. Washington, DC, 1995), American Nuclear Society, La Grande Park, IL (1995).

19. YOKOTA, M., «Outline of JPDR dismantling activities», Decommissioning of Nuclear Facilities (2nd JAERI Workshop Tokai, 1991), internal report, Tokai Research Establishment, Tokai (1991).

20. YANAGIHARA, S., et al., «Data analysis and lessons learned in decommissioning Japan power demonstration reactor», Nuclear Decommissioning- The

Strategic, Practical, and Environmental Considerations (Proc. Int. Conf. London, 1995), Mechanical Engineering Publications, London, (1995) 127- 140.

21. Inside NRC, February, 14, 2000, pp 11 -13.

22. Nuclear Engineering International, v.45, July 2000, pp32-33.

23. Горчаков Г. И. Строительные материалы. М., "Высшая школа", 1981.

24. Домокеев А. Г. Строительные материалы. М., "Высшая школа", 1989.

25. Горшков В. С., Савельев В. Г., Федоров Н. Ф., Физическая химия силикатов и других тугоплавких соединений. М., "Высшая школа", 1988.

26. Воробьев В. А., Комар А. Г. Строительные материалы. М. Стройиздат,

1976.

27. Пащенко А. А., Скрбин В. П., Старчевская Е. А. Вяжущие материалы. Киев, "Вища школа", 1975.

28. Ицкович С. М., Чумаков JI. Д., Баженов Ю. М. Технология заполнителей бетона. М. "Высшая школа", 1991.

29. Политехнический словарь.под ред. акад. Артоболевского И. И., М., "Советская энциклопедия", 1976.

30. Алексеев С. Н., Иванов Ф. М., Модры С., Шиссль П. Долговечность железобетона в агрессивных средах. М., Стройиздат, 1990.

31. Бродер Д. JL, Зайцев JI. Н., Комочков М. М., Сычев Б. С., Мальков В. В. Бетон в защите ядерных установок. М., Атомиздат, 1973.

32. Зимон А. Д., Пикалов В. К. Дезактивация. Издат. М. 1994.

33. Радиохимия и химия ядерных процессов. Под ред. Мурина А. Н., Нефедова В. Д., Шведова В. П., Ленинград, Госхимиздат, 1960.

34. Нефедов В. Д., Текстер Е. Н., Торопова М. А. Радиохимия. М., "Высшая школа", 1987.

35. Вдовенко В. М., Дубасов Ю. В. Аналитическая химия радия. Ленинград, "Наука", 1973.

36. Рябчиков Д. И., Гольбрайх Е. К. Аналитическая химия тория. М., Изд. акад. наук, 1960.

37. Под ред. акад. Виноградова А. П. Аналитическая химия урана. М., Изд. акад. наук, 1962.

38. Дж. Кац, Г. Сиборг, JI. Морсс. Химия актиноидов. М: "Мир", 1991.

39. Милюкова М. С., Гусев Н. И., Сентюрин И. Г. Аналитическая химия плутония. М., "Наука", 1965.

40. Мясодов Б. Ф., Лебедев И. А., Гусева JI. И., Милюкова М. С., Чмутова М. К. Аналитическая химия трансплутониевых элементов. М: «Наука», 1972.

41. Исследования в области химии урана. Сборник статей под ред. акад. В. И. Спицина. Изд. Московского Университета, 1961.

42. Свойства неорганических соединений. Справочник под общ. ред. к.х.н. Рабиновича В. А., Ленинград, "Химия", 1983.

43. Современные технологии дезактивации и демонтажа объектов ядерной промышленности. МАГАТЭ. Технические отчеты, серия № 395. Вена.

44. US DEPARTMENT OF ENERGY, Decommissioning Handbook, Rep. DOE/EM-0142P, USDOE, Washington, DC 1994.

45. SANDERS, M. J., et al., «Decontamination of buildings, hot cells and similar facilities», Decontamination and Decommissioning (Proc. Int. Symp. Knoxville, 1994), US Dept of Energy, Washington DC (1994).

46. CARSEN, H., et al., «Decommissioning of the Riso hot cell facility», Decommissioning of Nuclear Installations (Proc. 3rd Int. Conf, Luxembourg, 1994).

47. Дезактивация предприятий и оборудования. Информационный сборник. ВНИПИЭТ, Ст. Петербург, 1992.

48. Ампелогова Н. И., Симановский Ю. М., Трапезников А. А., Дезактивация в ядерном энергетическом машиностроении. Энергоиздат. М.: 1982.

49. JAPAN ATOMIC ENERGY RESEARCH INSTITUTE, Progress of JPDR Decommissioning Program- Thirteenth Progress Report (April 1993- March 1994), report for OECD Nuclear Energy Agency, JAERI, Tokyo, (1994).

50. LAFRATE, P., et al., «Los Alamos Laboratory phase separator pit decommissioning project», Decommissioning, Decontamination and Reutilization of Commercial and Government Facilities (Proc. Topical Mtg Knoxville, 1997), American Nuclear Society, La Grande Park, IL (1997) 222.

51. DEMMER, R. L., et al., "A review of decontamination technologies under development and demonstration at the ICPP", Decommissioning, Decontamination and Environmental Restoration of Contaminated Nuclear Sites (Proc. Conf. Washington, DC, 1994), American Nuclear Society, La Grande Park, IL (1994) 114- 118.

52. MESERVEY, R. H., et al., Idaho National Engineering Laboratory Decontamination and Decommissioning Technology Logic Diagram, Vol. Ill, Rep. EGG-WTD-11104, Jan. 1994, Idaho National Engineering Laboratory, Idaho Falls, ID (1996).

53. DORR, K. A., et al., «Decontamination and decommissioning of Building 889 at the Rocky Flats environmental technology site», Decommissioning, Decontamination and Reutilization of Commercial and Government Facilities (Proc. Topical Mtg Knoxville, 1997), American Nuclear Society, La Grande Park, IL (1997) 201.

54. MASSAUT, V., KLEIN, M., LEFEBVRE, A., «Pilot dismantling of the BR3 pressured water reactor», ICONE-3: Nuclear Engineering (Proc. 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. Kyoto, 1995), American Society of Mechanical Engineers, New York (1995) 17191724.

55. PETITET, X., «Pilot dismantling of the FBR fuel reprocessing CO facility ATI», Decommissioning Experience in Europe (Proc. Eur. Comm. Workshop, 1996).

56. EUROPEAN COMMISSION, The Community's Research and Development Programme on Decommissioning of Nuclear Installations (1989-93) Annual Progress Report 1993, Rep. EUR 15884, Office for Official Publications of the European Communities, Luxembourg (1994).

57. FLASHER, D. J., MILLER, R. D., «Light aided decontamination 1996 (LAD)», Surface Cleaning, Cutting and Welding with Light: A «NOW» Technology, Rep. WHC-SA-3110-S, Westinghouse Hanford, Richland, WA (1996).

58. US DEPARTMENT OF ENERGY, Starboldt™ Flashlamp Decontamination, CP-5 Large-Scale Demonstration Project, Technology Demonstration Summary Sheet, USDOE, Washington, DC (1997).

59. CORLETO, P., et al., «Microwave system for removal of concrete surface layers», Decommissioning of Nuclear Installations (Proc. 3rd Int. Conf. Luxembourg, 1994), Office for Official Publications of the European Communities, Luxembourg (1995), 326-335.

60. FLEISCHER, С. С., «Concrete dismantling experience at LIDO», Decommissioning Experience in Europe (Proc. Eur. Comm. Workshop, 1996), Rep. EUR 16900, Office for Official Publications of the European Communities, Luxembourg (1996).

61. KARLINA, О. K., et al., «Decontamination of different materials by using exothermic metallic composition», KONTEC'97: Conditioning of Radioactive Operational and Decommissioning Waste (Proc. 3rd Symp. Hamburg, 1997), Kontec Gesellshaft fur technische Kommunikation mbH, Glinde (1997) 526-529.

62. Зимон А. Д. Адгезия жидкости и смачивание. М.: Химия, 1974.

63. Анисимов А. И., Осмин В. Исследования по химии и техн. Применению РА веществ. JL: Изд. Лен. Техн. ин-т, 1988, с.94-98.

64. VORONIK, N. I., et al., «Decontamination as a part of decommissioning and maintenance work at nuclear installations», New Methods and Techniques for Decontamination in Maintenance or Decommissioning Operations, IAEA-TECDOC-1022, IAEA, Vienna (1988) 9-26.

65. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Improved Cement Solidification of Low and Intermediate Level Radioactive Wastes, Technical Reports Series №350, IAEA, Vienna (1993).

66. MANNERS, Т. K., «Decommissioning of high activity cell to stage 3», Nuclear Decommissioning - The Strategic, Practical and Environmental Consideration (Proc. Int. Conf. London, 1995), Mechanical Engineering Publications, London (1995), 109-118.

67. GAMBERINI, D., «Decommission experience at BNFL, Sellafield», Decommissioning Experience in Europe (Proc. Eur. Comm. Workshop, 1996), Rep. EUR 16900, Office for Official Publications of the European Communities, Luxembourg (1996).

68. Тихомиров В. К. Пены. 2-е изд. Перер. и доп. М.: Химия, 1983.

69. ОСТ 95-949-85. Пенный способ дезактивации. М.: Минатомэнерг, 1985.

70. COURTOIS, С., «Decontamination techniques for dismantling», Decommissioning Policies for Nuclear Facilities (OECD/NEA Int. Sem. Paris, 1991), OECD, Paris (1992) 67-76.

71. ISHIKURA, Т., Development of Decontamination and Decommissioning Techniques for Commercial NPPs in Japan, Nuclear Power Engineering, Tokyo (1996).

72. Ткачев К. В., Ремев В. П., Михайлов А. Ю. Результаты испытаний целлюлозно-неорганического сорбента. Свердловск: НПО "Кристалл", 1990.

73. Мурзин А. А., Бабаин В. А., Шадрин А. Ю., Камачев В. А., Романовский В. Н., Старченко В. А., Подойницын С. В., Ревенко Ю. А., Логунов М. В., Смарт Н. Дж. Дезактивация в суб- и сверхкритическом диоксиде углерода. Радиохимия, т. 44, №4, с. 373- 377, 2002.

74. LOMASNEY, Н. L., LOMASNEY, С. A., «Electrokinetic applications for environmental restorations, waste volume reduction, and contaminant systems», ICONE-4: Nuclear Engineering (Proc. 4th JSME/ASME Joint Int. Conf. New Orleans, 1996), American Society of Mechanical Engineers, New York (1996) 157-162.

75. MORGAN, I. L., et al., «Electrokinetic decontamination of concrete», Decontamination and Decommissioning (Proc. Int. Symp. Knoxville, 1994) US Dept of Energy, Washington, DC (1994).

76. J. E. Slater, D. R. Lankard and P. J. Moreland. Electrochemical Removal of Chlorides from Concrete Bridge Decks. Mater. Perform. (1976) 15 (11) 21.3.

77. W. D. Bostick, S. A. Bush, G. C. Marsh, H. M. Henderson, W. D. Box, I. L. Morgan, Electroosmotic decontamination of Concrete. March 1993, ORNL, Tennessee, Report under DOE contract DE- AC05- 840R21400.

78. D. W. DePaoli, M. T. Harris, I. L. Morgan, M. R. Ally. Investigation of electrokinetic decontamination of concrete. Sep. Sci. Technol. (1997) 32 (1- 4) 827- 848.

79. D. W. DePaoli, M. T. Harris, M. R. Ally. Modeling the electrokinetic decontamination of concrete. Sep. Sci. Technol. (1997) 32 (1- 4) 827- 848.

80. M. Castellote, C. Andrade, C. Alonso. Nondestructive Decontamination of Mortar and Concrete by Electro- Kinetic Methods: Application to the to the extraction of Radioactive Heavy Metals. Environ. Sci. Technol. (2002) 36 (10) 2256- 2261.

81. Мамаев Л. А., Огульник П. Г., Смирнов А. Ю., Лагузин Е. А. Технология реабилитации грунтов и почв, загрязненных радионуклидами. Конференция ядерного общества СССР.- М., 1991.

82. Cleanup of large areas contaminated as a result of a nuclear accident. Technical report series № 300, IAEA, Vienna, 1989, 136p.

83. Чиркст Д. Э., Чалиян К. Н., Чалиян А. Г. Дезактивация почвогрунтов, загрязненных радионуклидами цезия, в результате аварии на ЧАЭС. Радиохимия, т.36, вып.5,1994, с.462-465.

84. Прозоров Л. Б., Комарова Н. И., Молчанова Т. В., Смирнов Д. И., Хорозова О. Д. Выщелачивание цезия-137 из загрязненных грунтов различными реагентами. Радиохимия, т.39, вып.З, 1997, с.284-288.

85. Чалиян К. Н., Чиркст Д. Э. Дезактивация почвогрунта Гурьевской области, зараженного радионуклидом 137Сз в результате проведения подземных ядерных взрывов. Радиохимия, т.40, вып.4,1998, с.437-373.

86. Круглов С. В., Васильева Н. А., Куринов А. Д., Алексахин Р. М. Выщелачивание радионуклидов чернобыльских выпадений из почвы растворами минеральных кислот. Радиохимия, т.36, вып.6,1994, с.540-545.

87. Авдеев В. А., Бирюков Е. И., Кривохатский А. С., Селифонов В. Н., Смирнова В. А. Выщелачивание радионуклидов растворами различного состава из проб почвы, отобраной в районе Чернобыльской АЭС в 1986 г. Радиохимия, вып.2, 1990, с.59-64.

88. Проблемы дезактивации грунта и поиски приемлемых технологий. Атомная техника за рубежом, №8,1994, с.7-10.

89. Шевцова Е. В. Исследование и разработка физико-химических основ технологии электрокинетической очистки грунтов от радионуклидов. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. М.: 2003.

90. Волков В. Г., Зверков Ю. А., Колтышев С. М., Семенов С. Г., Шиша А. Д., Михейкин С. В., Полуэктов П. П., Чеботарев А. С., Степаненко А. И., Горохов И. Н., Лаврентьев А. В., Швецов Н. Н. Основные результаты пусконаладочных работ и опытной эксплуатации установки дезактивации радиоактивно загрязненного грунта. Безопасность ядерных технологий.УШ Международная конференция. Ст.Петербург, 26- 30 сентября, 2005, с. 120-127.

91. Николаевский В. Б., Родионов В. В., Щеглов М. Ю. Реагентная дезактивация грунтовых материалов. Безопасность окружающей среды. Технологии. №1,2006. С. 40- 43.

92. Прозоров Л. Б., Щеглов М. Ю., Смирнов Д. И., Жарова Е. В., Плугатарь Е. С. Разработка способа удаления и концентрирования радиоактивного загрязнения из

природных и техногенных материалов с использованием реагентных методов в лабораторных условиях.

93. Нечаев А. Ф. Обращение с отходами при выводе из эксплуатации ядерных установок: неопределенности, требующие решения. Безопасность ядерных технологий. Материалы VIII Международной конференции. Ст.-Петербург, 26- 30

сентября 2005.

94. Касаткин А. Г. Основные процессы и аппараты химической технологии. Государственное научно- техническое издательство химической литературы. 1950.

95. Дытнерский Ю. И. Процессы и аппараты химической технологии. М.: «Химия», 1995.

96. Волков В. Г., Волкович А. Г., Данилович А. С., Иванов О. П., Смирнов С. В., Степанов В. Е. Применение новых приборов для сортировки РАО в реабилитационных работах в РНЦ «Курчатовский институт». Материалы VIII Международной конференции. Ст.-Петербург, 26- 30 сентября 2005.

97. Карлин Ю. В., Чуйков В. Ю„ Адамович Д. В., Сластенников Ю. Т., Ильин В. А., Суменко А. В., Флит В.Ю., Дмитриев С. А., Соболев И. А. Переработка жидких радиоактивных отходов с помощью мобильных модульных установок. Атомная энергия, т. 90, вып. 1, январь 2001. с. 65-69.

98. Спицын В. И., Колычев Б. С., Седов В. М. Переработка и захоронение радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности в СССР. Technical Report Sériés №106. Vienna, IAEA, 1970, p.27.

99. Хоникевич A. A. Дезактивация сбросных вод. M.: Атомиздат, 1966, 232 с.

100.Соболев И. А., Хомчик Л. М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М.: Энергоатомиздат, 1983.

101.Application of Membrane Technologies for Liquid Radioactive Waste Processing. Technical Report Sériés №431, Vienna, IAEA, 2004.