Кинетика выделения низкоактивной воды из цементных матриц тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.17.02, кандидат технических наук Е Мьинт Лат

• Е Мьинт Лат
• кандидат технических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат технических наук Е Мьинт Лат

Введение.

1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР.

1.1. Жидкие радиоактивные отходы: классификация и основные методы обращения

1.1.1. Классификация и основные типы РАО:. . . . . . . 8'

1Л .2. Краткая характеристика способов обращения с РАО.;.

1.1.3 . Скорость выщелачивания как критерий для выбора матриц;.

1.2. Тритийсодержащие водные отходы

1:2.1. Основные пути образования водных тритийсодержащих отходов на предприятиях ядерного топливного цикла.

1.2.2. Методы обращения с тритйсодержащими водными отходами.

1.2.3. Методы иммобилизации тритийсодержащей,воды.

1.3. Цементирование. . .'.

1.3.1. Цемент — структура и свойства.

1.3.2. Примеры технологических решений процесса цементирования

ЖРО. .44,

1.3.3. Поведение трития в цементных матрицах.■.

1.4; Использование керамических матриц для отверждения ЖРО.

1.5. Выводы из литературного обзора.

2. МЕТОДИКА ПРОВЕДЕНИЯ ЭКСПЕРИМЕНТОВ.

2.1. Методика изготовления опытных образцов

2.2. Методика исследования скорости выделения трития из отвержденных матриц при контакте с влажным воздухом.

2.3. Методика исследования скорости выделения трития из отвержденных матриц при контакте с жидкой водой.

2.4. Методика проведения изотопного анализа.

2.5. Методика обработки экспериментальных данных.,,'

3. РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТОВ И ИХ ОБСУЖДЕНИЕ.

3.1. Кинетика выделения тритийсодержащей воды из матриц портландцемента.

3.1.1. Исследование кинетики выделения трития при контакте с водой.

3.1.2. Исследование кинетики выделения трития при контакте с влажным воздухом.

3.2. Кинетика выделения тритийсодержащей воды из матриц. фосфатной керамики.

3.3. Анализ взаимосвязи иммобилизации тритийсодержащей воды и свойств отвержденных матриц.

ВЫВОДЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Кинетика выделения низкоактивной воды из цементных матриц»

Переработка и утилизация радиоактивных отходов (РАО) предприятий является одной из важнейших задач ядерной отрасли [1 - 3]. Над разработкой новых, более рациональных способов её реализации работают многие институты и научные группы во всём мире, в том числе и в России [4-8].

Побочным эффектом широкого использования радиоактивных веществу в различных областях науки и техники является образование большого количества РАО, которые должны быть, надежно локализованы для обеспечения радиационной безопасности. [9, 10]

Локализация РАО« имеет целью их перевод в устойчивые формы, которые уменьшают потенциальное воздействие отходов на окружающую среду в процессе их хранения, транспортировки и окончательного удаления: Для; локализации РАО, содержащих, «классические»- радионуклиды применяется: большое количество разнообразных материалов. Матричные материалы для иммобилизации' РАО ' могут быть органическими (битум и полимеры),' неорганическими (стекло, стеклокерамика, керамика, цемент), металлическими и композиционными (состоящими из нескольких матриц). Для5 каждого из материалов предложен широкий ассортимент технологических схем процесса утилизации РАО. [10; 11]

Однако, жидкие: радиоактивные отходы помимо «классических» радионуклидов содержат радиоактивный; изотоп водорода — тритий, который, вследствие своих особых свойств, представляет серьезную опасность для биосферы. [10, 12]

Согласно санитарным правилам,. для обеспечения радиационной« безопасности персонала и. населения, жидкие радиоактивные отходы с содержанием трития более 7,7-104 Бк/кг перед отправкой-, на длительное хранение или захоронение . должны подвергаться отверждению [13]. Тритийсодержащие водные отходы требуют применения особых технологических решений при их иммобилизации. В частности, необходимо, чтобы все технологические процессы проходили при невысокой (комнатной) температуре. [10] В настоящий момент исследуется вопрос о применении цементирования и низкотемпературной керамизации для отверждения тритийсодержащих РАО. Цементирование РАО является одним из перспективных и надежных способов обеспечения локализации тритийсодержащих отходов, что обусловлено такими свойствами отвержденного продукта, как негорючесть, отсутствие пластичности, простота технологического процесса, дешевизна. [5, 10, 11] Применение новых составов в технологии керамизации обеспечивает проведение процесса при низкой температуре, что позволяет также рассматривать и керамизацию как один из перспективных способов * локализации тритийсодержащих РАО [14]'.

Актуальность работы: Развитие ядерной энергетики связано с необходимостью решения экологических проблем, в том числе возникающих при" обращении с радиоактивными отходами, образующимися на предприятиях ядерной индустрии. Имеющиеся в настоящее время технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) позволяют проводить надежную иммобилизацию большинства радионуклидов за исключением трития. Этот радиоактивный изотоп водорода, мягкий (3-излучатель с периодом полураспада 12,35 года, является генетически значимым радионуклидом и занимает особое место среди низкоэнергетических излучателей вследствие способности обменивать с водородом воды и других соединений, входящих в состав. организма (в частности, может быть усвоен молекулами ДНК). Нормами радиационной безопасности НРБ-99 в» России был установлен допустимый уровень содержания трития, в сбросных промышленных водах

7,7-10 Бк/кг. В настоящее время на предприятиях атомной промышленности накоплены значительные количества (тысячи тонн) низкоактивных водных отходов с концентрацией трития на уровне 104-107 Бк/кг. Таким образом, задача минимизации экологических последствий воздействия ядерной отрасли на окружающую среду приводит к необходимости решения проблемы обращения с низкоактивными легководными тритийсодержащими отходами. Вследствие того, что тритий находится в материнской матрице ЖРО — воде, возникает необходимость применения особых технологических решений при их иммобилизации: В частности, необходимо, чтобы все технологические процессы проходили при' невысокой (комнатной) температуре, чтобы, не допустить увеличения дозовой нагрузки на персонал за счет поступления трития в окружающую среду в виде паров воды. Одним из перспективных способов утилизации тритийсодержащих водных РАО ■ является их использование при производстве связующего* матриала для процесса цементирования, нашедшего * широкое применение для отверждения-низкоактивных ЖРО. При этом' одной из важнейших задач является обеспечение надежной иммобилизации радионуклида в цементной матрице. Существующие стандартные методики оценки качества .иммобилизационных матриц основаны на определении скорости- выщелачивания «классических» радионуклидов, в жидкую фазу и. не могут использоваться» для оценки надежности фиксации ' тритийсодержащих водных отходов, поскольку тритийсодержащая вода может выделяться» из матриц- также за счет испарения.

Цель работы. Разработка методики определения скорости выделения тритийсодержащей воды из минеральных матриц при контакте с влажным воздухом и получение базы кинетических характеристик процесса.

Научная новизна. В диссертационной работе впервые:

1. Разработана методика' исследования скорости выделения трития из минеральных матриц, включающих в себя тритийсодержащую воду, при контакте с воздухом.

2. Получена экспериментальная база кинетических характеристик процесса выделения трития из матриц портландцемента с различным водоцементным отношением и фосфатной керамики при контакте с влажным воздухом при различных температурах, влажности и скорости поток воздуха. Показано, что с увеличением температуры, скорости потока воздуха и водоцементного отношения выделение трития из матриц возрастает.

3. Показано, что процесс выделения трития при контакте с влажным воздухом происходит за счет негидратированной воды и лимитируется диффузионными процессами в отвержденных матрицах.

Практическая значимость.

1. Разработанный способ исследования скорости выделения трития из цементных матриц может служить основой для создания стандартной методики определения надежности иммобилизации тритийсодержащей воды при отверждении ЖРО.

2. Полученные экспериментальные зависимости кинетических характеристик процесса выделения трития при контакте с влажным воздухом могут быть использованы для оценки рисков радиационного воздействия отвержденных РАО на персонал и окружающую среду.

3. Показано, что уменьшение водоцементного отношения приводит к повышению надежности фиксации тритийсодержащей воды в цементных матрицах.

1.ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

Заключение диссертации по теме «Технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов», Е Мьинт Лат

выводы

1. Разработана методика исследования скорости выделения трития из цементных матриц при контакте влажным воздухом как критерия оценки надежности иммобилизации в них тритийсодержащей воды. Показано, что данная методика обеспечивает удовлетворительную воспроизводимость результатов для образцов1 в пределах одной партии^ изготовления, а также является чувствительной к изменению таких параметров эксперимента, как температура, влажность и скорость парогазовой смеси.

2. Получена- база экспериментальных кинетических характеристик процесса выделения трития из матриц^ портландцемента и. фосфатной керамики, в условиях контактах воздухом; насыщенным'парами воды: Показано, что кинетика выделения трития, из отвержденных матриц характеризуется' наличием «высокоскоростной»» и- «низкоскоростной» областей и время» «высокоскоростной» области ограничено 1* — 2,5 часами, контакта матрицы с влажным воздухом. Показано, что увеличение потока воздуха и температуры приводят к увеличению скорости выделения ^ трития из отвержденных образцов:

3. Проведены исследования структуры и состояния водьг для матриц портландцемента различного состава. Показано, что выделение трития из матриц происходит за счет негидратированной воды и< лимитируется диффузионными процессами. Доля негидратированной воды в матрице определяется водоцементным отношением и при значении В/Ц=0,7 может достигать 60%.

4. Показано, что фосфатная керамика обеспечивает большую надежность фиксации тритийсодержащей воды при* контакте с влажным воздухом, по сравнению с портландцементом при близких значениях содержания воды в матрице.

В заключение следует отметить, что полученные результаты хорошо согласуются! с данными, полученными; при испытании образцов в потоке влажного воздуха (см. таблицы 3:2, 3.17 и 3!: 19):. Это» подтверждает сделанные ранее выводы;о том; что уменьшение содержания воды в матрице портландцемента приводит-к уменьшению^доли^физически адсорбированнойг подвижной воды, и обеспечивает более надежную иммобилизацию тритийсодержащей воды в отвержденном материале.

Однако;, для» того; чтобы сделать, окончательные выводы о состоянии воды, в исследуемых матрицах, необходимы специальные исследования •структуры образцов с использованием современных аналитических методов, таких- как. электронная; микроскопия; рентгенофазовый и дифференциально-термический анализ, что и составляло следующий этап настоящей работы.

Для-проведения анализа; состава и свойств; матриц; были взяты образцы, портландцемента ИЦ1-7 (В/Ц=0,7), ПЦ4-9 (В/Ц=0,7) и ПЦ4-7 (В/Ц=0,5), а также образец фосфатной керамики ФКЗ-5 (В/Ц — 0,79).

Определение фазового состава образцов проводили; Hai рентгеновском дифрактометре ДРОН-ЗМ. Расшифровка спектров; осуществлялась с помощью базы данных JCPDS - International Centre for« Diffraction Data POPDFWIN v. 2.3. Дйфрактограммы исследованных образцов представлены на рисунках 3.12 - 3:15.

120

100-

80- 60--

40-

20 - r«

8 10 12 14 16 18 20 22 24 26 28 30 32 34 36 38 40 42 44 46 48 50 52 54 56 58 Нач.угол = 7; Кон.угол = 70; Шаг = 0,02; Экспоз. = 0,6; Скорость = 2 ; Макс.чиело имп

64 66 68 70

Рис. 3.12. Дифрактограмма образца ПЦ1-7 (В/Ц=0,7)

Файл-8140312.dat; Сьемка-14,03.11 17:48:22: Анод - Cu;

10 15 20 25 30 35 40 45 50

Нач.угол = 7. Кон.угол = 60.4; Шаг = 0,02; Экспоз. = 0,6; Скорость = 2 ; Matç.число имп. = 747;

Рис. 3.13. Дифрактограмма образца ПЦ4-9 (В/Ц=0,7)

140-

120-

-100-х X

80-

60-

40-- о;

20

10 12 14 16 18 20 22 24 26 28 30 32 34 36 38 40 42 .44 46 48 50 52 54 56 58 60 62 64 66 68 70

Нач.угол = 7; Кон.угол = 70; Шаг = 0,02. Экслоз. = 0,6; Скорость = 2 : Макс число имп. = 558:

Рис. 3.14. Дифрактограмма образца ПЦ4-7 (В/Ц=0,5)

Файл - 8160311 йаг: Съемка - 16 03 11 14 14 02; Анод-Си;

Нач.угол = 7 Кон угол = 70; Шаг = 0.02. Экслоз. =0 6. Скорость = 2 Макс.число имп = 527;

Рис. 3.15. Дифрактограмма образца ФКЗ-5 (В/Ц= 0,79)

В результате анализа было установлено, что все образцы из портландцемента вне зависимости от водоцементного отношения и номера партии имеют практически одинаковый качественный состав, представляющий собой типичный набор продуктов гидратации портландцемента, основными из которых являются портландит, эттрингит и гидросиликаты кальция (см. рисунки 3.12 — 3.15). Также было отмечено, что остатков непрореагировавших минералов обнаружено не было.

Результаты анализа образца ФКЗ-5 (рисунок 3.15)» показали, что он* имеет в своем составе преимущественно- KMgPCVöHkO, Si02 (кварц) и Са(ОН)2.

Исследование состояния воды в отвержденных матрицах проводили методом дифференциально-термического анализа на дериватографе фирмы MOM. Данный метод позволяет очень точно количественно определить, потери веса материала* при« конкретных температурах при постоянной скорости нагрева материала. Поскольку гидратация матриц ПЦ и ФК проходила, в герметичном объеме, то принималось, что потери массы обусловлены только выделением воды. Долей карбонизации можно пренебречь.

Исследования проводили в диапазоне-температур 20 — 1000 °С. Этот интервал условно можно разделить на три участка: первый — 20—110 °С, второй — 110—550 °С и< третий— 550-1000 °С. На первом этапе происходит выделение адсорбционной и гигроскопической воды; на втором — дегидратация Са(ОН)2 и частичная дегидратация гидратов, на третьем — окончательная дегидратация гидратов и декарбонизация. Все расчеты основаны на потерях веса по отношению к исходной навеске образца.

На рисунке 3.16 представлены термограммы, а в таблице 3.23 — расчетные результаты анализа исследованных образцов.

Рис. 3.16. Результаты дифференциально-термического анализа образцов портландцемента и фосфатной керамики.

ЭТА-1/10 ОТв — 1 /5 ТБ - 500 мг Т- 1000 °С V — 10 °С/мин навеска - 525 мг

DTA- 1/10 DTG-1/5 TG - 500 мг T- 1000 °С v -10 °С/мин навеска - 575 мг

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Е Мьинт Лат, 2011 год

1. Федеральный закон "Об использовании атомной энергии" №. 170-—^^^ от 21.11.95. ст. 47, 48:2: Агапов А. М. Развитие системы обращения с РАО и ОЯТЁ>

2. Лащенова Т. Н:, Лифанов Ф. А., Соловьев В. А. Отверждение же^д^^ концентрированных отходов среднего; уровня- активностивкерамическойматрице://Радиохимия. 1999. №2. С. 167- 1;71;.

3. Балуев А. В., Галкин Б; Я:, Митяхина В. С. Отходы перера^50тки ядерных материалов и вещества-матрицы для их иммобили^^ц^ (аналитический обзор).//Радиохимия. 2000. №4. С. 302 - 308.

4. Шмелев С.П. Обращение с радиоактивными отходами от неядерных применений // Атомная стратегия. 2004. № 13. С. 13 — 18.

5. Андреев Б.М., Зельвенский Я.Д., Катальников С.Г. Тяжелые изотопы водорода в ядерной технике. М.: ИздАТ. 2000. 340 с.

6. Землянухин* В.И. , Ильенко Е.И., Кондратьев А.Н. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. 2-е изд. перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат. 1989. 280 с.

7. Дмитриев. С.А., Стефановский C.B. Обращение с радиоактивными отходами: Учебное пособие. М.: РХТУ им. Д.И: Менделеева. 2000. 125 с.

8. Богданов К.М: Биофизические закономерности обмена тритиевой' воды в организме. М.: Энергоиздат, 1981. 136 с.

9. СП 2.6.1.799-99 Основные санитарные правила? обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99): 2.6.1 Ионизирующее излучение, радиационная- безопасность. М.: Минздрав России. 2000. 98 с.

10. Судакас Л.Г. Фосфатные вяжущие системы. // Цемент и его применение. 1999: Март-апрель, с. 34-35.

11. СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). М.: Федеральный Центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора. 2009. 100 с.

12. Classification of Radioactive Waste / Safety Series 111-G-l.l/F. // Publication within the RADWASS Programme (IAEA). Vienna. 1992. 52 c.

13. Nitison R.D., Forsberg C.W. Radioactive Waste Definition, Standards, Criteria and Approaches in USA/US/USSR. // Fact Finding Discussion on Environmental Restoration and Waste Management. Moscow. 1990.

14. Шищиц И.Ю.,Протопопов Д.Д.Прагматическая классификация радиоактивных отходов // Проблемы окружающей среды и природных ресурсов: Обзор, информ. М.: ВИНИТИ. 1996. № 1. С. 49—66.

15. Технологические и организационные аспекты обращения срадиоактивными отходами. МАГАТЭ. ВЕНА.2005. AEA-TCS-27. 221 с.

16. Поляков A.C. Обращение с облученными ядерными материалами и радиоактивными отходами // Сб. «Ядерной науке и технике России -50лет». М. РАН. 1999. С. 222-245.

17. Шаталов В. В. , Комаров А. В. Радиационная ситуация на территории России // Тез. докл. конф. «Радиационная безопасность: радиоактивные отходы* и экология». Санкт-Петербург, 9-12 ноября 1999 г. СПб. 1999. С. 33.

18. Батуров Б. Б., Душутин К. К., Булекова Ю. А. и др.. Качество и безопасность при обращении с радиоактивными отходами: Учебное пособие. М.: ГОУМИПК. «Атомэнерго». 1999.

19. Масанов O.JL, Растунов Л.Н., Устинов O.A. Обращение с радиоактивными отходами на АЭС. // Машиностроение ядерной техники. Энциклопедия. Т. IV-25 в 2-х кн. Кн.2. Под общ. Ред. Е.О. Адамова. М.: Машиностроение. 2005. С. 412 425.

20. Шандала Н.К. Радиационная безопасность ядерной- техники. // Машиностроение ядерной техники. Энциклопедия. Т. IV-25 в 2-х кн. Кн.1. Под общ. Ред. Е.О. Адамова. М.: Машиностроение. 2005. С. 5158.

21. Жабо В.В. Охрана окружающей среды на ТЭС и АЭС. М.: Энергоатомиздат. 1992. 240 с.

22. Никифоров A.C., Куличенко В.В., ЖихаревМ.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов М. : Энергоатомиздат. 1985. 184 с.

23. Никифоров A.C., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов М.: Энергоатомиздат. 1985. 213 с.

24. Копырин A.A., Карелин А.И., Карелин В.А. Технология-производства и ч радиохимической^ переработки ; ядерного ; топлива:, Учеб ;. По со бие для i вузов. M.: ЗАО «Издательство Атомэнергоиздат». 2006. 576 с.

25. Савкин А. Е., Дмитриев С.А., Лифанов Ф. А., Голобоков С. М:, Сластенников Ю: Т., Синякин О: Г. Возможность применения сорбционного метода для очистки жидких радиоактивных: отходов,

26. АЭС.//Радиохимия: 1999í №2; СЛ72Г- Ю6: : .33: АппешА!.,А.Химия;стекла. Л;: Химия: 19741 35 Ii с.

27. Пат. 4509978-А США, МКИ G 21 F 9/16. Recoverable immobilization of transuranic elements in sulfate ash. ( Способ иммобилизации сульфатной золы. / Greenhalgh , Wilbur О. Ззаявитель и" патентообладатель US

28. Cold Crucible Technology in Conditioning .// High leveP Radioactive .

29. Waste Management. Proc. Eighth Int. Conf. bas Vegas. Nevada, May 1998. // American Nuclear Society. 1998. P. 702-704.

30. Renard С., Decker J. Centralising IíLW treatment in Belgium //Nucí. Eng. Int. 1994. V. 39- № 479. P. 37-39.

31. Куликова E. Б., Давыдов В. И., Куликов В. А. Оборудование дляизцементирования радиоактивных отходов : обзорная информация. Свердловск.: СвердНИИхиммаш. 1990. 122 с.

32. Соболев И.А., Хомчик JI. M. Обезвреживание радиоактивных; отходов1 на централизованных пунктах. M:: Энергоатомиздат. 1983: .

33. Бломк Д. Обращение с радиоактивными отходами // Сб. «Безопасность ядерной энергетики». М: 1980: С. 97-106:

34. Шульга Hi А. Обращение с различными! типами; радиоактивных отходов: обзор// Атомная техника за рубежом. 2002. № 8. С. 3-10.

35. СП 2.6.6.1168-02. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОР0^2002). СПб.: ДЕАН.: 20031 64 с:

36. ГОСТ 29114-91. Отходы радиоактивные. Метод измерения химической устойчивости отвержденных радиоактивных отходов посредством; длительного выщелачивания. М.: Изд-во стандартов. 1992. 9 с.

37. Очкин А.В., Бабаев Н.С., Магомедбеков Э.П. Введение в радиоэкологию. Учеб. пособие для вузов. М.: ИздАТ. 2003. 200 с.

38. Chemical Durability and Related Properties of Solidified High-Level Waste Forms. // Technical Report Series. N. 257. Vienna. IAEA. 1985.

39. Smith G.L., Marschman S.C. Nuclear Waste Analytical Round Robins 1-6 Summary Report. // Materials Society 1993 Fall Meeting. Boston (USA). CONF-931108-27. PNL-SA-23098.

40. Daniel J.L., Mellinger G.B., Barner J.O. Reference Materials for Nuclear Waste Investigation. // Waste Management Gonf. 1985. P. 433 439.

41. Materials Characterization Center Workshop on» Compositional and Microstructural Analysis of Nuclear Waste Materials. // Summary Report. Battelle. USA. PNL-3832 UC-70.

42. Kyu-Seong Lee, Yong-Chul Choi; Yong-Tae Kim, Joon-Hyung Kim, Chan-Woo Jeong. Analysis of Surface Alteration after Leaching Test of Simulated Radioactive Waste Glacc Forms. // Environmental Engineering Science. 2004. V. 21. N. 1. P. 11-19.

43. Strachan D.M. Resultes from Long-Term Use of the MCC-1 Static Leach test method. // Nuclear and Chemical Waste Management. 1983. V. 4. N. 2. P. 177-189.

44. Measurement of Leachability of Solidified Low-Lewel Radioactive Wastes by a Short-Term Test Procedure. ANSI/ANS-16.1-1986. // American National Society. La Grande Park. IL. 1986.

45. ГОСТ 3 50926-96. Отходы высокоактивные отвержденные. Общие технические требования. М.: Госстандарт России. 5 с.

46. ГОСТ Р 51883—2002. Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования. М.: Изд.-во стандартов. 2002. 3 с.

47. Э. Эванс. Тритий и его соединения (перевод с английского И.Б Бравермана, А.Д. Власова, Э.Б. Шиллер). М.: Атомиздат. 1970. 312 с.

48. Момот О.А. Оценка радиационного риска при наличии трития в подземных водных вблизи радиационно-опасных объектов. // Полярное сияние 2005. Экология атомной отрасли. С.232-234.

49. Баллонов М.И. Дозиметрия и нормирование трития. М.: Энергоиздат.1983. 152 с.

50. Иваницкая М.А. Источники поступления трития в окружающую среду. // Сб. докладов "Движение за ядерную безопасность". 2000. С. 65-67.

51. Смирнов В.П. Термоядерные реакторы. // Машиностроение ядерной техники. Энциклопедия. Т. IV-25 в 2-х кн. Кн.1. Под общ. ред. Е.О. Адамова. М.: Машиностроение. 2005. С. 732 761.

52. Burch W.D., Yarbro О.О., Groenier W.S., Stephenson M. J. Retention' of gaseous fission products иг reprocessing LMFBR fuels. // IAEA Advisory group meeting on reprocessing of LMFBR fuels. Leningrad (USSR), 1721 May 1976. IAEA-AG-63-2. 1976. May.

53. Burger L.L., Trevorrow L.E. Release of tritium from fuel and collection for storage. // BNWL-SA-5778. Richland (USA).» 1976.

54. Brown R.A. Management of tritium' and carbon // 14.- Proc. Intern. Symp. on management of wastes from the LWR fuel cycle. CONF-760701. Washington. ERDA (USA). 1976. P. 364-381.

55. Rhinehammer T.B:, Lamberger P.H. Tritium control technology.// WASH-1269. Miamisburg (USA). Mound Lab. 1973. P. 381-391

56. Grahmann U., Herber К. Tritiumbestimmung' aus wässrigen* und organischen radioaktiven Abfallösungen. // Reaktortagung. Hannover. Eggenstein -Leopoldshafen: ZAÉD. 1978. S. 465-468.

57. Sonnez H., Laser M., Merz E. Tritium in reprocessing plants, a study of the inventory, behavior and the possibilities of separation of the tritium isotope. // GERHTR-139. Oak Ridge (USA). USAEC Technical Information Center. 1974.

58. Eschrich H. Abfall aus der Brennstoffwiederaufarbeitung. // Entsorgung der Kerntechnik. Bonn. Thenée Druck KG. 1976. S.223-277.

59. Henrich E., Schmieder H., Weinländer W. Tritiumbehandlung bei der Wiederaufarbeitung von LWR-Brennstoffen. // Reaktortagung. Düsseldorf. Eggenstein-Leopoldshafen. ZAED. 1976. S. 522-525.

60. Bruecher H., Thiele D., Todorovic M. Management of aqueous tritiatedwaste arising from reprocessing.// Trans. Amer. Nucl. Soc. 1979. V. 31. P.530-532.

61. Б;В. Громов, В.И. Савельева, В:Б. Шевченко. Химическая технология облученного-ядерного топлива: М:: Энергоатомиздат. 19831352 с!

62. Musgrave B:C. Tritium distribution in the nuclear industry. The requirements for,control strategies. // ICP-1041.JdahoTalls (USА).Л974:

63. Андреев Б.М., Сахаровский Ю:А. Физико-химические методы. // В кн. «Изотопы: свойства, получение, применение». Под ред. В.Ю. Баранова. М.: ИздАТ. 2000: С. 167 -218.86: Heavy Water Reactors: Status and Projected Development.: Forthcoming, IAEA, 2001.

64. Андреев Б.М., Магомедбеков Э:П:, Розенкевич М.Б., Райтман А.А., Сахаровский Ю.А., Хорошилов А.В. Разделение изотопов биогенных элементов в двухфазных системах. М.: ИздАТ. 2003. 376 с.

65. Tritium Handling and Safe Storage. DOE-HDBK-1129-2008. 2008. 343 p.

66. Egorov A. I., Tyunis V. M. Rectification Decontamination of Tritium-Containing Waters. //Atomic Energy. 2002. V.92. No.5. P. 386 390.

67. Зельвенский Я.Д. Разделение изотопов низкотемпературной ректификацией. M: : РХТУ им. Д.И. Менделеева: 1998. 208 с.

68. Андреев, Б.М., Раков:; Н.А., Розенкевич М.Б., Сахаровский IO.A. Использование методов- разделения; изотопов; для улавливания и концентрирования трития в ядерном, топливном цикле: // Радиохимия., 1997. №39: (2: 97 -Ш. ; ■

69. DavidsomRiB:, von Yalten Р?, SchàùbfMï,. UlrichiDiGomissioning and First Operating Experience at Darlington Tritium Removal Facility. // Fusion . Technology. 1988. V. 14. P. 472-479;

70. Murdoch D.K., Day Ch., Gitrszewski P. et al. Tritium Inventory Issues for Future Reactors: Choices^ Parameters, Limits. // Fusion Engeneering-and Design; 1999: VolV46. P: 255- 271;. •

71. Kitamoto A., Takashima Y., Shimizu M. Effective method for Recovering andlEnriching: Tritium? from,Tritiated Water: byDual-Temperatare H2O-H2 Exchange Process.// Fusion Technology. 1985. V. 8. P. 2048-2053.

72. Rozenkevich M., Andreev В:, Magomedbekov Е. et al. Development and1.provement of devices for hydrogen generation and oxidation in water detritiation facility based on CECE technology. // Fusion Science and Technology. 2005. Vol. 48. N. 1. P. 124 — 127.

73. Bruggeman A., Braest J., Vanderbiesen S. Water Detritiation: Better SCK.CEN Catalyst for Lyquid Phase Catalytic Exchange. // Fusion Science and Technology. 2005. Vol. 48, No. 1. P. 102-107.

74. Popescu I., Ionita Gh., Stefanescu I., Kitmoto A. A> New Hydrophobic Catalyst for Tritium Separation from Nuclear Effluents. // Fusion Science and Technology. 2005. V. 48; N. 1. p. 108-111.

75. Takeshita K., Wei Y., Kimagai M. et al: Application of H2/H20 Isotopic Exchange Method to Recover of Tritium 'Waste Water Generated in Spent Nuclear Fuel Reprocessing- Plant.// Fusion Technology, 1995. V. 28. P.1572 — 1578.

76. Berndt U., Kirste E., Prech V. et al. Abschlußbericht zur Tritiumanreicherunsanlage. // Kerntorschungszentrum Karlsruhe^ 1991. KfK 4780. 82 S.

77. Franz J.A., Burger L.L. Polymerie media for tritium fixation. BNWL-B-430.1. Richland (USA). 1975.

78. Орлова Э.К. Ядерная энергетика и окружающая среда. Вып. 2. Удержание трития при переработке облученного топлива за рубежом. Обзорная информация. АИНФ 540. М.: ЦНИИатоминформ. 1981. 32 с.

79. EP Patent № 0 229 878: Knöchel A., .Carboo D. Process for solidifying tritium from НТО-containing liquids. Field on 01.10.1986.

80. Патент РФ №- 23 81580: Способ стабилизации жидких высокосолевых высокоактивных отходов: G21F9/16. Опубл. 10.02.2010.

81. ЕР Patent № 1 603 641: Maloney M.D. et al: Method of waste stabilization with dewatered chemically bonded phosphate ceramics. Field on 26.02.2004.

82. US Patent № 5 645 518: Wagh A.S., Singh D. Method for stabilizing low-lewel mixed wastes at room temperature. Field on 31.05.1995:

83. П8. DE Patent № 3 525 772: Gidarakos E., Schmidt F. Verfahren zur endlagerreifen Konditionierung von Tritium. Field on 19.07.1985.

84. Zs. Szanto, Ё. Svingor, M. Molnar, et al. Diffusion of 3H, 99Tc, 1251, 36C1 and 85Sr in granite, concrete and bentonite. // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. 2002. V. 252. № 1. P. 133-138.

85. Takata H., Furuichi K., Nishikawa M., Fukada S., Katayama K., Takeishi Т., Kobayashi K., Hayashi Т., Namba H. Concentration Profiles of Tritium Penetrated' into Concrete. // Fusion Science and Technology. 2008. V. 54. NoT. P. 223-226.

86. A.B. Sazonov, G.V. Veretennikova, E.P. Magomedbekov. Interaction of Tritium with Oils and1 Tritiated Waste Oil Decontamination. // Fusion Science and Technology. 2008. V. 54. №-2. P. 584-587.

87. Патент Японии № 53 008 879-B4. Способ отверждения цементированием маслосодержащих сточных вод с радиоактивными веществами. Опубл. 01.04.78.

88. А. М. Невилль. Свойства бетона / Пер. с англ. В.Д. Парфенова и Т.Ю. Якуб. М.: Стройиздат. 1972. 344 с.

89. Полуэктова Г. Б., Смирнов Ю. В. Проблема обращения с радиоактивными отходами за рубежом: обзор. М. : ЦНИИатом-информ. 1979.

90. ГОСТ 10178-85 (СТ СЭВ. 5683-86). Портландцемент и шлакопортландцемент. Технические условия. М. : Изд.-во стандартов. 1985. 8 с.

91. Бутт Ю. М., Сычев М. М., Тимашев В.В. Химическая технология вяжущих материалов: учебник для вузов . М. : Высшая школа. 1980. 472 с.

92. JI.M. Сулименко. Технология минеральных вяжущих материалов и изделий на их основе. М.: Высшая школа. 2005. 334 с.

93. Дуда В. Цемент. Пер. с нем. Е.Ш. Фельдмана. Под ред. Б.Э. Юдовича. М.: Стройиздат. 1981. 464 с.

94. Баженов Ю.М. Технология бетона. Учеб. пособие для технол. спец. строит. Вузов. 2-е изд. М.: Высшая Школа. 1987. 415 с.

95. Райхель В., Конрад Д. Бетон. В 2-х ч. Ч. 1. Свойства. Проектирование. Испытание. Пер. с нем. М.: Стройиздат. 1979. 111 с.

96. Г.И. Горчаков, Ю.М. Баженов. Строительные материалы: Учеб. для вузов. -М.: Стройиздат. 1986. 688 с.

97. Добавки в бетон: справ, пособие под ред. В.С.Рамачандрана. — М.:Стройиздат. 1988. С 168-184 .

98. Миронов С. А1. Теориями методы зимнего бетонирования: М.: Стройиздат. 1975. 700 с.

99. НП-020—2000. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требования) безопасности: М.: Изд.— во стандартов. 2000." 11с.

100. Glasser F. P. Mineralogical aspects of cement in radioactive waste disposal // Mineralogical Magazine. 2001. V. 65. № 5. P: 621-633.

101. Atkins M., Glàsser F. P. Application of portlandl cement-based materials to radioactive waste immobilization//Waste Management. 1992. V. 12. Issues 2-3. P. 105-131.

102. Evansa N. D. M. Binding mechanisms of radionuclides to cement // Cementand Concrete Research. 2008. V. 38. Issue 4. P. 543-553.

103. Scheideggera A. M., Grolimunda D., Cheesemanb C. R., Rogersc R. D. Micro-spectroscopic investigations of highly heterogeneous waste repository materials // Waste Management. 2006. V. 26. Issue 7. P. 699705.

104. Scheidegger A. M., Vespa M., Grolimund D., Wieland E., Harfouche M., Bonhoure I., Dahn R. The use of (micro)-X-ray absorption-spectroscopy in cement research // Waste Management. 2002. V. 32. Issue 11. P. 17971803.

105. Rudolph G., Koster R. Immobilization of strontium and' cesium in intermediate-level liquid wastes by solidification in cement / // In: Scientific basis for nuclear waste management /Ed.G. J.McCarthy. N V.: Plenum Press. 1980.' P. 467-470.

106. Stone Y. A. Studies of concrete as a host for Savannah River Plant radioactive wastes // Conference: Annual meeting of Materials Research Society. Boston,,MA, USA, 28 Nov. 1978. Boston. MA. USA. P. 11.

107. Donato A. Incorporation of radioactive wastes in polymer impregnated' cement // In: Management of radioactive wastes from the Nuclear Fuel Cycle. Vienna. IAEA. 1976. P. 143-153.

108. Zange Е., Schlenter W., Laser M. Отверждение жидких радиоактивных отходов с низкой активностью с помощью бетона // Conditioning Radioactive Wastes Storage and Disposai. Proc.Int.Symp., Utrecht, 21—25 June, 1982. Vienna. 1983. P. 155-166.

109. Епимаховî В. Н., Олейник М. С., Смирнов В. Д.,. Алешин A. M Отверждение радиоактивных концентратов морских солей на модульной установке цементирования // Атомная энергия. 2007. Т. 102. Вып. 4. С. 237-240.

110. H.Takata, T.Motoshima, S.Satake, M.Nishikawa Study of tritium behavior in cernent paste // Fusion Sci. Technol. 2005. V. 48. No. 1. P. 589-592.

111. Stabilization Using Phosphate Bonded Ceramics. Summary report. U.S. Department of Energy. DOE/EM-0486. 1999. 22 p.

112. Arun S. Wagh and Seung Y. Jeong. Chemically bonded Phosphate Ceramics: A. Dissolution model of Formation. // J. Amer. Chem. Soc. 2003. V. 76. N.ll. P. 1838-1844.