КОМПЛЕКТАЦИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ АМБ И ВВЭР-440 ДЛЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯИХ СОВМЕСТНОЙ РАДИОХИМИЧЕСКОЙ ПЕРЕРАБОТКИНА ПО «МАЯК» тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.17.02, кандидат наук Кудинов Александр Станиславович

• Кудинов Александр Станиславович
• кандидат наук
• 2015

Оглавление диссертации кандидат наук Кудинов Александр Станиславович

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1 ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

1.1 Общие сведения

1.1.1 Стратегия обращения с ОЯТ АЭС

1.1.2 Гидрометаллургический метод переработки ОЯТ

1.1.2.1 Историческая необходимость

1.1.2.2 Пурекс-процесс

1.1.3 Переработка ОЯТ в России

1.2 Отработавшее топливо реакторов АМБ - историческое наследие СССР

1.2.1 Общие сведения

1.2.2 Варианты обращения с ОЯТ АМБ

1.2.3 Особенности ОЯТ АМБ

1.2.4 Характеристика хранимого ОЯТ АМБ на Белоярской АЭС

1.3 Переработка различных видов ОЯТ

1.3.1 Оксидное топливо

1.3.2 Металлическое уран-молибденовое топливо

1.3.3 Карбидное топливо

1.4 Выводы по обзору литературы

ГЛАВА 2 МЕТОДИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

2.1 Материалы и методики приготовления реагентов

2.2 Методики проведения экспериментов

2.3 Методы аналитического контроля

2.4 Описание лабораторных стендов

ГЛАВА 3 ПЕРЕРАБОТКА ОКСИДНОГО ОЯТ АМБ

3.1 Лабораторные исследования

3.2 Стендовые экстракционные испытания на модельных растворах

3.3 Испытания процесса с использованием образцов реального ОЯТ

3.4 Упаривание высокоактивного рафината

3.5 Опытно-промышленные операции

3.6 Обсуждение результатов

ГЛАВА 4 ПЕРЕРАБОТКА МЕТАЛЛИЧЕСКОГО УРАН-МОЛИБДЕНОВОГО ОЯТ АМБ

4.1 Индивидуальная переработка

4.1.1 Лабораторные исследования

4.1.2 Стендовые экстракционные испытания на модельных растворах

4.1.3 Испытания процесса с использованием образцов реального ОЯТ

4.1.4 Упаривание высокоактивного рафината

4.2 Комплектация с ОЯТ ВВЭР

4.2.1 Лабораторные исследования

4.2.2 Стендовые экстракционные испытания на модельных растворах

4.2.3 Испытания процесса с использованием образцов реального ОЯТ

4.2.4 Упаривание высокоактивного рафината

4.3 Обсуждение результатов

ГЛАВА 5 ПЕРЕРАБОТКА КАРБИДНОГО И НЕКОНДИЦИОННОГО ОЯТ АМБ

5.1 Растворение образцов карбидного топлива

5.2 Технология с перекомплексованием органических соединений

5.2.1 Лабораторные исследования

5.2.2 Стендовые экстракционные испытания на модельных растворах

5.2.3 Испытания процесса с использованием образцов реального ОЯТ

5.3 Технология с каталитическим окислением органических соединений

5.3.1 Лабораторные исследования

5.3.2 Стендовые экстракционные испытания на модельных растворах

5.3.3 Испытания процесса с использованием образцов реального ОЯТ

5.4 Переработка некондиционного ОЯТ АМБ

5.4.1 Лабораторные исследования

5.4.2 Стендовые экстракционные испытания на модельных растворах

5.4.3 Испытания процесса с использованием образцов реального ОЯТ

5.4.4 Обобщенная схема вариантов переработки ОЯТ АМБ

5.5 Обсуждение результатов

ГЛАВА 6 ИССЛЕДОВАНИЯ ПО ПЕРЕРАБОТКЕ СМЕШАННОГО КАРБИДНОГО ОЯТ РБН

6.1 Лабораторные исследования

6.2 Обсуждение результатов

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ВВЕДЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «КОМПЛЕКТАЦИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ АМБ И ВВЭР-440 ДЛЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯИХ СОВМЕСТНОЙ РАДИОХИМИЧЕСКОЙ ПЕРЕРАБОТКИНА ПО «МАЯК»»

Актуальность работы:

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) реакторов АМ-1 (Атом мирный; Первая в мире АЭС, г. Обнинск, ФГУП "ГНЦ РФ-ФЭИ") и АМБ-100/200 (Атом мирный большой; Белоярская АЭС им. И.В. Курчатова; энергоблоки № 1 и № 2) является «ядерным наследием» СССР. В хранилище ФЭИ находится около 12 т ОЯТ АМ. За все время эксплуатации реакторов АМБ накоплено около 285 т ОЯТ, что составляет приблизительно ~1,5% от общего количества ОЯТ, хранящегося в России. В настоящее время ~190 т ОЯТ АМБ хранится в приреакторных бассейнах выдержки (БВ) на площадке Белояр-ской АЭС в условиях исчерпания гарантированного срока службы покрытия облицовки БВ и неудовлетворительного состояния части кассет хранения, изготовленных из углеродистой стали. Оставшееся количество ОЯТ АМБ (~95 т) находится на длительном контролируемом хранении в мокром хранилище комплекса РТ-1 (ФГУП «ПО «Маяк»).

В настоящее время принята концепция полного вывода из эксплуатации 1 -го и 2-го блоков Белоярской АЭС с тем, чтобы после 2030 года площадка первой очереди была пригодна под новую промышленную застройку. В рамках этой концепции была подготовлена программа по окончательному решению проблемы ОЯТ АМБ и АМ, которая финансируется в рамках Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» (ФЦП ЯРБ). Одним из этапов данной программы является обеспечение переработки всех видов накопленного ОЯТ АМБ на радиохимическом комплексе РТ-1.

Сложность обращения с ОЯТ АМБ связана с большим разнообразием топливных композиций (ТК), подлежащих переработке. В реакторах АМБ эксплуатировались более 40 типов тепловыделяющих сборок (ТВС); при этом сборки с топливом, имеющие нетиповые геометрические размеры, внутри заполнены пирографитом, а сама гранулированная топливная композиция находится в наполнительном материале (медь, магний или кальций), масса которого доходит до 16% от общей массы ТК. Можно выделить несколько групп ОЯТ АМБ: оксидное (и02), металлическое (и-Мо сплав; 3-9% масс. Мо), карбидное (иС), некондиционные сборки, просыпи, а также конструкционные материалы, загрязненные ТК, при этом обогащение ОЯТ по 235и колеблется в пределах 2 - 20%.

Все вышеперечисленные факторы создают трудности при комплектовании партий ОЯТ АМБ для загрузки на переработку.

На РТ-1 имеются две цепочки экстракционной переработки растворенного ОЯТ энергетических реакторов на тепловых нейтронах (РТН) и реакторов на быстрых нейтронах (РБН) разбавленным трибутилфосфатом (ТБФ). В первой перерабатываются растворы алюминийсодержащего высокообогащенного ОЯТ транспортных и исследовательских реакторов, во второй - растворы ОЯТ ВВЭР-440, в том числе в смеси с другими видами оксидного ОЯТ, содержащие до 320 г/л урана и до 3% суммы делящихся нуклидов, причем эта цепочка значительно производительнее первой по урану и в настоящее время загружена не полностью. Целесообразно максимально использовать возможности цепочки для переработки низкообогащенного топлива путем смешения различных видов ОЯТ, что сделает переработку экономически более выгодной.

Из-за наличия относительно небольшого объема топлива разрабатываемая технология переработки ОЯТ АМБ не должна вносить существенных изменений в действующий регламент переработки ОЯТ на комплексе РТ-1. При этом должна быть обеспечена унификация технологии переработки всех типов ОЯТ АМБ, включая некондиционное (аварийное) ОЯТ, в рамках существующей инфраструктуры комплекса РТ-1, с получением товарной продукции, что является актуальной научной и практической задачей.

Степень разработанности:

В литературе описаны различные способы переработки оксидного, уран-молибденового и карбидного ОЯТ. Однако эти процессы разрабатывались с использованием солеобразующих реагентов и традиционных приемов, а также без привязки к ап-паратурно-технологической схеме комплекса РТ-1 и без учета особенностей ОЯТ АМБ, и поэтому не могут быть впрямую использованы на производстве из-за имеющихся существенных недостатков.

Цель работы:

Разработка ключевых процессов подготовки исходных растворов для обеспечения оптимальной радиохимической переработки ОЯТ АМБ в рамках аппаратурно-технологической схемы комплекса РТ-1.

Задачи работы:

1. Исследовать влияние нитратов магния и меди на кристаллизацию уранилнитрата в растворах оксидного ОЯТ АМБ.

2. Разработать технологию растворения металлического уран-молибденового ОЯТ АМБ в азотной кислоте, обеспечивающую агрегативную устойчивость растворов на этой операции и при последующей экстракции.

3. Разработать подход к переработке карбидного ОЯТ АМБ, обеспечивающий полное извлечения урана, плутония и нептуния.

4. Оценить применимость разработанных технологических решений к переработке некондиционного ОЯТ АМБ и других видов ОЯТ на РТ-1.

5. Разработать технологические процессы переработки всех видов ОЯТ АМБ в рамках существующих технологических цепочек комплекса РТ-1, с получением товарной продукции.

6. Провести лабораторные и стендовые испытания выбранных технологических режимов на модельных и реальных растворах и на их основании дать технологические рекомендации.

Научная новизна:

1. Установлено, что нитраты магния и/или меди, присутствующие в ОЯТ АМБ в качестве наполнительного материала, оказывают изомолярное с азотной кислотой высаливающее действие на кристаллизацию уранилнитрата.

2. Впервые показано, что без использования добавок, связывающих молибден в комплекс, в процессе растворения металлического уран-молибденового ОЯТ АМБ при температуре 70-80°С можно получить устойчивые к осадкообразованию азотнокислые растворы, содержащие после извлечения урана до 5 г/л молибдена в диапазоне концентраций азотной кислоты 3 - 5 моль/л.

3. Установлено, что разрушение основной части водорастворимых органических соединений (щавелевой, меллитовой и других многоосновных карбоновых кислот и оксикис-лот), образующихся при растворении карбидного ОЯТ АМБ, может быть обеспечено нагреванием исходного раствора ОЯТ в присутствии катализатора (в первую очередь, марганца), в том числе на стадии растворения ОЯТ.

4. Впервые показано, что за счет перекомплексования органических соединений многовалентными переходными металлами (молибден и/или цирконий, в том числе присутствующих в ОЯТ), образующими с ними более прочные комплексы, чем плутоний, можно обеспечить необходимую полноту экстракции последнего разбавленным ТБФ.

5. Выявлено, что автоклавная обработка раствора карбидного ОЯТ, осуществляемая в присутствии катализатора и в пределах давлений, разрешенных для емкостного оборудования, позволяет доокислить оставшиеся в растворе и/или выпавшие в осадок с осколочным цирконием органические соединения.

Теоретическая значимость работы состоит в разработке системного подхода к решению технологических задач переработки ОЯТ на конкретном примере: разбивка решения задачи на стадии, рассмотрение процессов в параллельных технологических цепях, выбор точки принятия решения исходя из химических свойств системы, выбор последовательности стадий процесса и их совмещение в параллельных цепях на головных стадиях, разработка унифицированной схемы.

Практическая значимость работы:

1. Показано, что автоклавная обработка раствора карбидного ОЯТ, осуществляемая в присутствии катализатора, позволяет доокислить органические соединения, тем самым получив раствор с суммарной концентрацией урана и плутония 250-300 г/л, необходимой для переработки уран-плутониевого карбидного ОЯТ в рамках стандартного Пу-рекс-процесса.

2. На образцах ОЯТ продемонстрирована целесообразность комплектации различных видов ОЯТ АМБ с ОЯТ ВВЭР-440 в отношении 1:(2 - 5) с соблюдением условий ядерной безопасности, в том числе с промежуточным каталитическим окислением органических соединений в растворах карбидного и некондиционного ОЯТ АМБ, с целью использования возможностей высокопроизводительной цепочки, предназначенной для переработки низкообогащенного топлива и получения товарной продукции.

3. Разработанные технологические процессы позволяют переработать все виды ОЯТ АМБ в рамках существующих технологических цепочек комплекса РТ-1 с получением товарной продукции, а также могут быть использованы для расширения номенклатуры перерабатываемого ОЯТ.

Методология и методы исследования:

В основу работы положен принцип комплектации ТВС различного обогащения и выгорания применяемый в настоящее время по отношению к ОЯТ ВВЭР-440 и БН-600 для их переработки на комплексе РТ-1. Этот принцип комплектации был распространен на разнородное по составу ОЯТ, включая раздельно полученные растворы.

Основу экспериментальной части работы составляют лабораторные эксперименты на растворах реального ОЯТ, имитирующие технологический процесс их переработки, а также опыты на модельных растворах (содержание плутония - 1 - 2% от реальной концентрации), проведённые на стенде малогабаритных центробежных экстракторов в помещении 2-го класса по НРБ-99/2009. Также было проведено два контрольных опыта на реальном ОЯТ в «горячих» камерах (помещение 1-го класса), подтвердивших корректность масштабирования.

В работе применялись различные современные физико-химические методы анализа, в частности, для определения концентраций компонентов использовали гамма- и альфа-спектрометрию, спектрофотомерию, масс-спектрометрию с индуктивно-связанной плазмой, и др.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Влияние нитратов магния и меди на кристаллизацию уранилнитрата в растворах оксидного ОЯТ АМБ, а также нивелирование этого эффекта смешением с ОЯТ ВВЭР-440.

2. Условия растворения металлического уран-молибденового ОЯТ АМБ в азотной кислоте с получением устойчивых к осадкообразованию растворов ОЯТ, пригодных для переработки как индивидуально, так и совместно с ОЯТ ВВЭР-440.

3. Разработанный подход к переработке карбидного ОЯТ АМБ на основе двустадийного процесса, который включает на первой стадии растворение ОЯТ в присутствии катализатора, а на второй - перекомплексование остатка многоосновных карбоновых кислот переходными металлами путем смешения с оксидным ОЯТ.

4. Результаты исследований по применению к переработке некондиционного ОЯТ АМБ и его просыпей разработанного подхода к переработке карбидного ОЯТ АМБ.

5. Результаты исследований по применению автоклавной обработки раствора уран-плутониевого карбидного ОЯТ РБН для каталитического доокисления водорастворимых органических соединений.

6. Разработанный принцип комплектования всех видов ОЯТ АМБ с ОЯТ ВВЭР-440 для экстракционной переработки на высокопроизводительной цепочке по переработке низ-кообогащенного топлива на комплексе РТ-1.

Личный вклад автора в работу, выполненную большим научным коллективом, состоит в непосредственном участии в разработке методик, обосновании принципов комплектации различных типов ОЯТ на основании разработанных методик, проведении

основного объема теоретических и экспериментальных исследований, испытаний на имитаторах и реальном ОЯТ, анализе полученных результатов, а также в проявленной инициативе в проведении исследований по переработке карбидного ОЯТ. Экспериментальные данные, представленные в диссертации, были получены с участием сотрудников АО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», которые являются соавторами статей, отчетов, патентов и докладов. Автор выражает благодарность всем участникам совместных исследований и испытаний.

Апробация работы:

Материалы диссертации докладывались на шести конференциях: 4-ой Российской школе по радиохимии и ядерным технологиям (г. Озерск, 2010 г.); Российской научно-практической конференции с международным участием «Актуальные проблемы радиохимии и радиоэкологии» (Екатеринбург, 2011 г.); 4th International Conference ATALANTE 2012 (Montpellier, France, 2012); 7-ой Российской конференции РАДИОХИМИЯ-2012 (г. Димитровград, 2012 г.); 2-ой Российской конференция с международным участием «Новые подходы в химической технологии минерального сырья. Применение экстракции и сорбции», г. Санкт-Петербург, 2013 г.; Научной конференции «Развитие идей В.И. Вернадского в современной российской науке» (Санкт-Петербург, 2013 г.).

Разделы работы были представлены на конкурсе молодых специалистов атомной отрасли «Инновационный лидер атомной отрасли» в 2013 и 2014 гг. и отмечены премией Государственной корпорацией по атомной энергии «Росатом» в 2014 г.

Публикации:

Результаты диссертационной работы изложены в 3 статьях в реферируемом журнале из перечня ВАК, 2 патентах РФ.

Структура и объем работы:

Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения и списка литературы. Работа изложена на 127 страницах машинописного текста, содержит 45 таблиц и 3_3 рисунка. Список литературы включает 178 наименований.

ГЛАВА 1 ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

1.1 Общие сведения 1.1.1 Стратегия обращения с ОЯТ АЭС

Выбор стратегии обращения с ОЯТ АЭС - это комплексное решение, в котором принимаются во внимание различные факторы: политика, экономика, ресурсосбережение, охрана окружающей среды и общественное мнение. На сегодняшний день существует несколько возможных вариантов обращения с ОЯТ: переработка; долговременное хранение; промежуточное захоронение; «прямое» захоронение [1].

Такие страны, как Франция, Индия, Россия, Китай и Япония, выбрали переработку ОЯТ с возвращением урана и/или плутония в ядерный топливный цикл (ЯТЦ) и кондиционированием радиоактивных отходов (РАО). При таком подходе ОЯТ рассматривается как ценное сырье для производства нового ядерного топлива [2]. Повторное использование регенерированного урана в ЯТЦ позволяет снизить приблизительно на 30% необходимость его дополнительной добычи и обогащения.

Выделяемый при переработке ОЯТ плутоний может быть использован для производства смешанного U-Pu оксидного топлива (МОКС-топливо) для реакторов на тепловых и быстрых нейтронах в качестве замены почти эквивалентного количества обогащенного урана [3, 4]. Большие объемы накопленного ОЯТ в мире (~ 300 тыс. тонн) и ограниченность запасов природного урана, а также тот факт, что плутоний является полностью искусственным элементом, позволяет говорить о наличие хорошей сырьевой базы для экономически эффективной переработки ОЯТ [5].

Необходимо подчеркнуть, что ядерный топливный цикл, в основе которого лежит работа реакторов-размножителей на быстрых нейтронах или квазиразмножителей, может быть только замкнутым, за счет необходимости рециклирования наработанного

239

Ри. Кроме того, есть проекты по трансмутации ОЯТ путем облучения его в специальных реакторах в целях перевода долгоживущих высокоактивных радионуклидов в ко-роткоживущие [1, 6].

В то же время некоторые страны - США, Швеция, Финляндия, Испания, Канада -реализуют политику «прямого» захоронения ОЯТ АЭС в глубоких геологических формациях. Такая политика соответствует открытому ЯТЦ, и в ее рамках ОЯТ рассматрива-

ется как высокоактивные отходы, исключающиеся из дальнейшего использования. Однако на практике такие проекты пока нигде не реализованы. Следует учитывать, что объёмы отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), предназначенных для вечного захоронения, будут гораздо больше, чем объёмы РАО после их переработки [7].

Кроме того, «прямое» захоронение отработавшего топлива осуществимо только после того, как остаточное тепловыделение ОТВС окажется приемлемым для окончательной изоляции. Это произойдет примерно через 100 и более лет. Все это время долгосрочное хранение отработавшей сборки будет представлять достаточно сложную задачу из-за технических и экономических проблем - необходимости отвода остаточного тепловыделения и газообразования, трудности обеспечения долговременной изоляции ОТВС от биосферы, уязвимости хранилищ ОЯТ для террористических угроз, а также большой стоимости долговременных хранилищ и полигонов для захоронения [4, 8].

В настоящее время многими странами принята концепция либо долговременного хранения отработавшего топлива, так называемое «отложенное окончательное решение», включая хранение на площадках АЭС, либо промежуточное захоронение с возможностью последующего извлечения и переработки. Это обусловлено в основном экономическими причинами из-за довольно низких цен на уран и менее интенсивного роста атомной энергетики, чем предполагалось ранее [9].

Между тем в долгосрочной перспективе переработка ОЯТ может сыграть важную роль для сокращения нагрузки на окружающую среду и повышения эффективности использования атомной энергии. Также стоит учитывать тот факт, что по мере исчерпания запасов природного урана со временем начнется рост цен на него, что снова сделает конкурентоспособной переработку ОЯТ [10].

1.1.2 Гидрометаллургический метод переработки ОЯТ 1.1.2.1 Историческая необходимость

Первоначально целью переработки ядерного топлива было извлечение плутония для производства ядерного оружия. В начале 1940-х гг. на основе осадительного метода была предложена висмут-фосфатная схема выделения оружейного плутония из облученного металлического урана [11]. Разделение было основано на образовании труднорастворимых соединений плутония. Висмут-фосфатный процесс заключался в осаждении четырехвалентного плутония совместно с фосфатом висмута Б1Р04 и отделении от

висмута плутония в шестивалентном состоянии [12]. Однако у такой технологии были существенные недостатки, к которым можно отнести малую производительность и образование большого объема высокосолевых вторичных отходов [13].

Очевидно, что такой подход не приемлем для организации непрерывного и крупномасштабного процесса переработки отработавшего топлива, поэтому в 1950-х гг. внимание было сосредоточено на поиске новых методов, позволяющих отделить уран и плутоний от продуктов деления (ПД) [14].

Одним из таких вариантов является жидкостная экстракция, которая отличается от осаждения своей универсальностью, простотой и эффективностью. Для этих целей в промышленности был реализован REDOX-процесс, использовавший метил-изобутилкетон (экстрагент) и нитрат алюминия (высаливатель) [15]. Последнее, однако, не позволяло решить вопрос о радикальном сокращении засоленных радиоактивных отходов, не поддававшихся дальнейшему упариванию [16]. Данное обстоятельство побудило продолжить поиски процесса, где использовалась бы достаточно летучая азотная кислота (высаливатель), а отходы могли бы подвергаться упариванию с ее отгонкой и ректификацией [17].

Таким процессом является PUREX-процесс (Plutonium-Uranium Extraction), отличающийся от REDOX-процесса тем, что в нем в качестве экстрагента используется три-бутилфосфат (ТБФ), устойчивый по отношению к концентрированной азотной кислоте [18]. Кроме того, немаловажными достоинствами ТБФ являются низкая растворимость в воде, достаточно высокая радиационная стойкость, высокая избирательность по отношению к урану и плутонию. Для того чтобы нивелировать близость плотности ТБФ к плотности воды, применяют инертные углеводородные разбавители [19, 20].

В настоящее время технологическая схема, основанная на PUREX-процесс (Пу-рекс-процессе) признана наиболее эффективной и используется на всех существующих промышленных предприятиях для переработки различных видов ОЯТ. В качестве примера таких предприятий можно привести следующие заводы: Саванна-Ривер (США), Хэнфорд (США), Селлафилд (Англия), Маркуль (Франция) и «ПО «Маяк» (Россия) [21].

1.1.2.2 Пурекс-процесс

Технологическая схема переработки ОЯТ АЭС, основанная на Пурекс-процессе, включает следующие операции: растворение ОТВС в азотной кислоте; подготовку рас-

творов к экстракции; экстракционное извлечение урана и плутония в виде комплексов UO2(NO3)2•2ТБФ и Pu2(NO3)4•2ТБФ; восстановительную реэкстракцию плутония (Pu (+4) переводят в Pu(+3)); реэкстракцию урана; обращение с РАО [22]. Окончательная очистка урана и плутония достигается в соответствующих аффинажных циклах. Общая очистка и и Ри от продуктов деления обычно равна 109, фактор разделения и и Ри больше 7-105, потери и, Ри и N не превышают 0,01%, 0,025%, 0,5% соответственно. В рафинат выводятся трансурановые (ТУЭ) и редкоземельные элементы (РЗЭ): Am - Cm, Pu, Cs, Sr; Тс [23]. Процесс известен в двух структурно--идентичных модификациях - «слабокислотная» и более поздняя «сильнокислотная» (рисунок 1.1).

Слабокислотный Пурекс-процесс

Исходный

Сильнокислотный Пурекс-процесс Исходный

Рисунок 1.1 - Схема «классического» Пурекс-процесса

В слабокислотном варианте большая часть Кр выводится в рафинат, однако при этом возникают осложнения с Zr из-за его последующего выпадения в осадок вследствие гидролиза. Остатки N и изотопы ^ выводятся совместно с Ри при восстановительной реэкстракции последнего. В сильнокислом варианте Кр и изотопы ^ извлекаются в 1-м цикле и далее выводятся совместно с ураном [24].

Для организации процесса переработки ОЯТ в промышленности применяют следующее оборудование: смесители-отстойники (пульсационное или механическое перемешивание), колонны, центробежные экстракторы [25].

Следует отметить, что технология переработки ОЯТ, возникшая в целях решения военно-технических задач, изначально акцентировала внимание на выделении двух элементов - Ри и и, которые по массе составляли 99,95% облученного ядерного топлива. Остальные 0,05% называли общим понятием «отходы», и вопросам обращения с ними уделялось минимальное внимание [24].

Однако с переходом к ОЯТ АЭС цели и задачи переработки существенно меняются из-за изменения параметров облученного топлива. Вследствие увеличения выгорания от 0,5 - 1 до 40 - 100 ГВтсут/т и потенциально утилизируемая часть (и и Ри) облученного топлива сокращается до 95 - 97%, тогда как количество ПД возрастает до 3 - 5% от общей массы ОЯТ [26]. Это в свою очередь вызывает необходимость надежной локализации (фракционирования) всех долгоживущих радионуклидов, в том числе не являю-

237 99

щихся вторичным ядерным топливом. К ним относятся Кр, Тс и все трансплутониевые элементы [27].

Кроме того, необходимо учитывать большое разнообразие ОЯТ (иногда для одного и того же реактора), отличающегося друг от друга составом топливной композиции, начальным обогащением, выдержкой, выбором конструкционных материалов ТВС. Поэтому немаловажную роль начинают играть вопросы подготовки и комплектации ОЯТ, что позволяет максимально использовать возможности радиохимических заводов за счет совместной переработки разных ОТВС.

Таким образом, переработка ОЯТ из самостоятельной приоритетной задачи фактически превращается в утилизацию отходов ядерно-энергетического комплекса [28]. В практическом плане это означает модификацию старых и освоение новых технологий обращения с отработавшим топливом для обеспечения сокращения объёма хранящегося ОЯТ, возвращения ядерных материалов в ЯТЦ и перевода долгоживущих радионуклидов в компактные и безопасные формы хранения [29]. Сам процесс переработки ОЯТ представляется при этом сквозным фракционированием долгоживущих радионуклидов, с выделением утилизируемой фракции вторичных ядерных материалов [24].

1.1.3 Переработка ОЯТ в России

Замыкание ЯТЦ было признано стратегическим направлением развития атомной энергетики России с самого начала её развития. Исходя из этой задачи в 1967 г. на ПО «Маяк» началось строительство перерабатывающего комплекса РТ-1, который рассмат-

ривался как опытно-промышленная база радиохимической переработки с производительностью 40 т/год по перерабатываемому урану [30]. В 1977 году были пущены в эксплуатацию первая и вторая технологические нитки переработки ОЯТ, а в 1988 году была пущена в работу третья технологическая нитка, что позволило довести производительность до 400 т/год [31].

До настоящего времени на комплексе РТ-1 для переработки поступало оксидное

235

ОЯТ ВВЭР-440 (выгорание 28 - 60 ГВтсут/т и; начальное обогащение до 4,9% и) со следующих АЭС: из Финляндии (два блока АЭС «Ловииса»), Венгрии (четыре блока АЭС «Пакт»), Украины (два блока Южно-Украинской АЭС), с Кольской АЭС (четыре блока), с Ново-воронежской АЭС (два блока) [4, 10, 32]. Кроме этого, на комплексе РТ-1 перерабатывается топливо транспортных и исследовательских реакторов (оксидное и

235

металлическое - алюминийсодержащее топливо; начальное обогащение до 90% и), а также оксидное ОЯТ (выгорание 70 - 100 ГВтсут/т и; начальное обогащение до 17%

235

и) реакторов БН-600 Белоярской АЭС и БН-350 Шевченковской АЭС (Казахстан) [23, 33 - 35]. При растворении такого топлива переходящий в раствор алюминий играет роль высаливателя, что увеличивает коэффициенты распределения актинидов [36].

Чтобы перерабатывать близкое по составу и обогащению топливо, на комплексе РТ-1 построены независимые технологические цепочки, позволяющие не только перерабатывать различные виды ОЯТ на каждой из них, но и реализовывать схемы совместной переработки топлива от различных реакторов [37]. На одной цепочке серийно перерабатываются растворы алюминийсодержащего высокообогащенного ОЯТ. На другой перерабатываются растворы ОЯТ ВВЭР-440 в смеси с другими видами оксидного ОЯТ. Такие смешанные исходные растворы содержат до 320 г/л и и до 3% суммы делящихся нуклидов, причем эта цепочка значительна производительнее по урану и в настоящее время загружено не полностью [38].

Регенерированный уран, полученный при экстракционной переработке ОЯТ ВВЭР-440, выпускается в виде плава гексагидрата уранилнитрата и далее направляется

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Кудинов Александр Станиславович, 2015 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1 Скачек М.А. Обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами АЭС: учебное пособие для вузов. - М.: Издательский дом МЭИ, 2007. - 448 с.

2 Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Ядерные технологии: Учебное пособие. - М.: МИФИ, 2008. -128 с.

3 Jean-Louis Nigon, Claude Golinelli. MOX in France: domestic programme and MELOX plant // Mixed oxide fuel (MOX) exploitation and destruction in power reactors - 1995. - V. 2.

- P. 235-240.

4 Кудрявцев Е.Г., Гусаков-Станюкович И.В. Обращение с ОЯТ в Российской Федерации // Безопасность окружающей среды - 2010. - №1. - С. 12-17.

5 Калинкин В.И., Крицкий В.Г., Токаренко А.И., Тихонов Н.С., Размашкин Н.В., Серова А.Л., Балицкая А.Н. Хранение отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов. Препринтное издание. - С-Пб.: ОАО "Головной институт "ВНИПИЭТ", 2009. - 124 с.

6 Андрюшин И.А., Юдин Ю.А. Обзор проблем обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом. - Саров: ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ", 2010. - 119 с.

7 Атомная промышленность зарубежных стран. Под ред. А.К. Круглова, Ю.В. Смирнова

— М.: Атомиздат, 1980. - 288 с.

8 Форсстрем Х. Перспективы обращения с ОЯТ // Безопасность окружающей среды -2010. - №1. - С. 6-10.

9 Кулагин В.А., Кулагина Т.А., Матюшенко А.И. Переработка отработавшего ядерного топлива и обращение с радиоактивными отходами // Журнал Сибирского федерального университета. Техника и технологии - 2013. - Т.6, №2. - С. 123-149.

10 International Atomic Energy Agency. Status and trends in spent fuel reprocessing. IAEA-TECDOC-1467. - Vienna: IAEA, 2005. - 101 p.

11 Шведов В. П, Седов B.M., Рыбальченко И. Л., Власов И.Н. Ядерная технология. Учеб. пособие для вузов / Под общ. ред. И. Д. Морохова. — M.: Атомиздат, 1979. — 336 с.

12 Зильберман Я.И. Основы химической технологии искусственных радиоактивных элементов. - М. Государственное издательство литературы в области атомной науки и техники, 1961. - 333 с.

13 Радиохимия и химия ядерных процессов. Под ред. Мурина А.Н., Нефедова В.Д., Шведова В.П. - Л.: Госхимиздат, 1960. - 772 с.

14 Nash K.L., Lumetta G.J. Advanced separation techniques for nuclear fuel reprocessing and radioactive waste treatment. - Woodhead Publishing Series in Energy: № 2, 2011. - 492 p.

15 Krivit S.B. Nuclear energy encyclopedia: science, technology, and applications. - John Wiley & Sons, Inc., 2011. - 586 p.

16 Переработка ядерного горючего. Ред. С.Столер и Р. Ричардс.. - М.: Атомиздат, 1964. - 648 с.

17 Громов Б.В., Савельева В.И., Шевченко В.Б. Химическая технология облученного ядерного топлива: Учебник для вузов. - М.: Энергоатомиздат, 1983. - 352 с.

18 Кошелев Ф.П.,Силаев М.Е., Селиваникова О.В. Технологии ЯТЦ и экология: Учебное пособие. - Томск: Изд-во ТПУ, 2008. - 208 с.

19 Бенедикт М., Пигфорд Т. Химическая технология ядерных материалов. Перевод с английского. - М.: Атомиздат, 1960. - 528с.,

20 Трейбал Р. Жидкостная экстракция. - М.: Химия, 1966. - 724 с.

21 Несмеянов А.Н. Радиохимия. - М.: Химия, 1972. - 592 с.

22 Переработка топлива энергетических реакторов. Сб. статей. Перев. с анг. Под ред. Шевченко В.Б. - М.: Атомиздат, 1972. - 264 с.

23 Бекман И.Н. Ядерная индустрия: курс лекций. - М.: Изд-во МГУ, 2005. - 867 с.

24 Зильберман Б.Я. Развитие Пурекс-процесса для переработки высоковыгоревшего топлива АЭС в замкнутом ЯТЦ с точки зрения локализации долгоживущих радионуклидов // Радиохимия - 2000. - Т.42, №1. - С. 3-15.

25 Tsoulfanidis N. Nuclear energy: selected entries from the encyclopedia of sustainability science and technology. - New York, Springer Science+Business Media, 2013. - 525 p.

26 Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Сидоренко В.Т. Радиационные характеристики облученного топлива. - М.: Энергоатомиздат, 1983. - 379 с.

27 Kok K.D. Nuclear Engineering Handbook. - CRC Press, 2009. - 790 p.

28 Crossland I. Nuclear fuel cycle science and engineering. - Woodhead Publishing Series in Energy: Number 37, 2012. - 641 p.

29 Основы жидкостной экстракции. Под ред. Г.А. Ягодина. - М.: Химия, 1981. - 400 с.

30 Harrison R.M. Nuclear power and the environment. Issues in environmental science and technology. Vol. 32. - Royal Society of Chemistry, 2011. - 247 p.

31 Колупаев Д.Н., Горн В.Ф., Кириллов С.Н. Перспективы развития технологий завода РТ-1 // Безопасность окружающей среды - 2010. - №1. - С. 29-33.

32 International Atomic Energy Agency. Status and trends in spent fuel reprocessing. IAEA-TECD0C-1103. - Vienna: IAEA, 1999. - 67 p.

33 Обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами в атомной энергетике: Учебное пособие / Н.Н. Давиденко, К.В. Куценко, Г.В. Тихомиров, А.А. Лаврухин. - М.: МИФИ, 2007. - 136 с.

34 Хлопкин Н.С. Морская атомная энергетика: учебное пособие. - М.: МИФИ, 2007. -244 с.

35 Волков В.Г., Дроздов А.А., Евстигнеев В.П., Зверков Ю.А., Семенов С.Г., Чесноков А.В., Арустамов А.Э. Обращение с ОЯТ исследовательских реакторов при вывозе на переработку // Безопасность окружающей среды - 2010. - №1. - С. 34-37.

36 Мартыненко Л. И., Спицын В.И. Избранные главы неорганической химии. Вып. 2: Учеб. пособие. — М.: Изд-во Моск. ун-та, 1988. — 255 с.

37 Горюнов А.Г., Дяднк В.Ф., Ливеицов С.Н., Чурсин Ю.А. Математическое моделирование технологических процессов водно-экстракционной переработки ядерного топлива: монография. - Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2011. - 237 с.

38 Кудинов А.С., Голецкий Н.Д., Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С., Родионов С.А, Мур-зин А.А., Рябков Д.В, Сытник Л.В., Шадрин А.Ю., Ермолин В.С., Машкин А.Н., Логунов М.В., Колупаев Д.Н. Комплектация отработавшего ядерного топлива АМБ для переработки в ПО «Маяк». - Атомная Энергия, 2013. -Т. 114, Вып. 5. - С. 279-285.

39 Мелентьев А.Б., Машкин А.Н., Герман К.Э. Влияние отклонений параметров технологического процесса на очистку урана от различных радионуклидов // Химическая технология - 2015. - Т. 6, № 1. - С. 46 - 53.

40 Машкин А.Н., Корченкин К.К., Светлакова Н.А. Распределение технеция по технологическим потокам схемы Пурекс завода РТ-1// Радиохимия - 2002. - Т. 44, № 1. - С. 34-40.

41 Ровный С.И., Неделина Л.В., Тараканов В.М., Уфимцев В.П., Шевцев П.П. Об особенностях разделения плутония и нептуния в условиях переработки отработавшего ядерного топлива на комплексе РТ-1 // Радиохимия - 1998. - Т. 40, № 4. - С. 331-335.

42 Мелентьев А.Б. Переработка ОЯТ ВВЭР-440 на заводе РТ-1 // Тезисы докладов. X Международная молодежная научная конференция «Полярное сияние 2007. Ядерное будущее: безопасность, экономика и право» /. - Санкт-Петербург: Изд.: МИФИ, 2007. -С. 303-304.

43 Глаголенко Ю.В., Ровный С.И., Медведев Г.М., Шевцев П.П. Переработка отработавшего ядерного топлива и обращение с высокоактивными отходами // Охрана природы Южного Урала - 2008. - С. 36 - 42.

44 Глаголенко Ю.В., Дзекун Е.Г., Ровный С.И., Сажнов В.К., Уфимцев В.П., Брошевиц-кий В.С., Лаптев Г.А., Основин В.И., Захаркин Б.С., Смелов В.С., Никипелов Б.В. Переработка отработавшего ядерного топлива на комплексе РТ-1: история, проблемы, перспективы // Вопросы радиационной безопасности - 1997. - № 2. - С. 3-12.

45 Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года». Приложение В1. Обращение с ОЯТ и переработка. Утверждена постановлением Правительства № 444 от 13.07.2007 г., п. 198.

46 А.А.Ваньков. Карбидное смешанное топливо как возможная перспектива для быстрых реакторов. Обзор, ФЭИ-0217. - М.: ЦНИИАтоминформ, 1987. - 34 с.

47 Багдасаров Ю.Е., Козлов Ф.А., Круглов А.С. История создания и научно-технический вклад БР-5, -10 в разработку быстрых натриевых реакторов // Атомная энергия - 2009. -Т. 106, Вып. 3. - С. 134-140.

48 Казачковский О.Д., Мешков А.Г., Митенков Ф.М., Василенко К.Т., Грязев В.М., Киселев Г.В., Кочетков Л.А., Лыткин В.Б., Пахомов В.В., Савин Н.И., Троянов М.Ф., Ширяев В.И., Цыканов В.А., Юрченко Д.С. Программа и состояние работ по быстрым реакторам в СССР // Атомная энергия - 1977. - Т. 43, Вып. 5. - С. 343-351.

49 Абрамов А.А., Хаустов О.В. Обращение с РАО в России: стратегические подходы // Безопасность окружающей среды - 2013. - №3-4. - С. 45-52.

50 Дзекун Е.Г., Колупаев Д.Н., Лутовинин А.Г., Ровный С.И. Возможные решения модернизации и реконструкции начальных стадий переработки отработавшего ядерного

топлива на комплексе РТ-1 // Вопросы радиационной безопасности - 1999. - № 1. - С. 68-74.

51 Говердовский А.А., Рачков В.И. От первой АЭС к крупномасштабной ядерной энергетике // Атомная энергия - 2014. - Т. 116, Вып. 4. - С. 184-189.

52 Алещенков П.И., Митяев Ю.И., Князев Г.Д., Лунина Л.И., Жирнов А.Д., Шувалов

B.М. Белоярская атомная станция им. И.В. Курчатова // Атомная энергия - 1964. - Т. 16, Вып. 6. - С. 489-496.

53 Кузьмин И.В., Хренов А.С., Серебряков В.В., Лещенко А.Ю., Комаров С.В., Гаязов А.З., Дорофеев А.Н., Семеновых С.В. Исследование выхода радиоактивных веществ из продуктов резки при моделировании разделки ОЯТ АМБ под водой // Вопросы радиационной безопасности - 2012. - №3. - С. 54-63.

54 Роменков А.А., Туктаров М.А., Смольников Д.С., Росляков В.Ф., Щербинин С.И. Модернизация системы хранения ТРО Белоярской АЭС // Безопасность окружающей среды - 2011. - №2. - С. 96-101.

55 Карлин Ю.В., Кичик В.А., Стариков Е.Н. Применение непроточной ультрафильтрации при разделке ОЯТ реакторов АМБ // Безопасность окружающей среды - 2011. - №2. - С. 107-112.

56 Горин Н.В., Кандиев Я.З., Чернухин Ю.И. Обоснование ядерной и радиационной безопасности контейнера для отработавших ТВС реакторов АМБ Белоярской АЭС // Атомная энергия - 2006. - Т. 100, Вып. 6. - С. 423-428.

57 Смирнов В.П., Гаязов А.З., Кузьмин И.В., Лещенко А.Ю., Семеновых С.В., Серебряков В.В., Хренов А.С. Моделирование облучения персонала, задействованного в технологическом процессе разделки ОЯТ АМБ под водой. Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика - 2013. - №3. - С. 34-41.

58 Горин Н.В., Кандиев Я.З., Липилина Е.Н., Рукавишников Г.В., Чюриков Ю.И., Гизза-тулин Х.Ф., Хомченко А.Н. Способ идентификации 17-местных чехлов с отработавшими ТВС реакторов АМБ Белоярской АЭС // Атомная энергия - 2007. - Т. 102, Вып. 6. -

C. 363-367.

59 Кудрявцев Е.Г., Смирнов В.П. Создание технологий обращения с ОЯТ АМБ // Безопасность окружающей среды - 2010. - №1. - С. 66-68.

60 Краев В.С., Анфалова О.В., Оленин И.В. Работы РФЯЦ-ВНИИТФ по обеспечению безопасного вывоза отработавшего ядерного топлива с Белоярской АЭС на ПО «Маяк». Сборник научных трудов. Третье заседание тематических секций по направлению «Инновационные ядерные технологии». - М.: НИЯУ МИФИ, 2013. - С. 154-155.

61 Голосов О.А., Николкин В.Н., Старицын С.В., Бахтина Е.А., Бедин В.В. Коррозионные испытания неосушенного ОЯТ АМБ // Тезисы докладов. Всероссийская конференция и школа для молодых учёных и специалистов «Функциональные полимерные и композитные материалы и изделия для промышленности и атомной техники: достижения, проблемы, перспективы применения» /. - Москва-Бекасово, 2013. - С. 8

62 Аваев В.Н., Васюхно В.П., Яшников А.И. Измерительные комплексы для обеспечения работ с ОЯТ и ТРО АМБ на 1 и 2 блоках Белоярской АЭС // Тезисы докладов. XI Международное совещание "Проблемы прикладной спектрометрии и радиометрии" / -п. Агой, Краснодарского края. - Москва: Изд.: Эко-Сфера, 2009. - С. 72.

63 Смирнов В.П., Нехожин М.А., Семеновых С.В., Гаязов А.З., Комаров С.В., Серебряков В.В. Предварительное обоснование радиационной безопасности при реализации технологии разделки кассет с ОЯТ реакторов АМБ в условиях Белоярской АЭС // Тезисы докладов. XI Международное совещание "Проблемы прикладной спектрометрии и радиометрии" /. - п. Агой, Краснодарского края : Изд.: Эко-Сфера, 2009. - С. 66.

64 Конструирование ядерных реакторов. Учебное пособие для вузов. Емельянов И.Я., Михан В.И., Солонин В.И. Под общ. ред. акад. Доллежаля Н.А. - М: Энергоиздат, 1982. - 400 с.

65 Смирнов В.П. Обращение с ОЯТ энергетических реакторов с графитовым замедлителем // Тезисы докладов. Международная школа-семинар по ядерным технологиям для студентов, аспирантов, молодых ученых и специалистов "Черемшанские чтения" /. -Димитровград, 2012. - С. 236-255.

66 Кузьмин И.В., Хренов А.С., Серебряков В.В., Лещенко А.Ю., Комаров С.В., Гаязов А.З., Дорофеев А.Н., Семеновых С.В. Исследование гранулометрического состава продуктов резки при моделировании разделки ОЯТ АМБ под водой // Вопросы радиационной безопасности - 2012. - №3. - С. 46-53.

67 Харринггон Ч., Рюэле А. Технология производства урана. Пер. с англ. под редакцией А.С. Займовского и Г.Л. Зверева. - М: Госатомиздат, 1961. - 586 с.

68 Фролов В. В. Химия: Учеб. пособие для вузов. - 2-е изд. испр. И доп. - М.: Высшая школа, 1979. - 559 с.

69 Внуков В.С., Рязанов Б.Г. Проблемы и опыт обеспечения ядерной безопасности при хранении отработавшего топлива АЭС // Атомная энергия - 2001. - Т. 91, Вып. 4. - С. 263-272.

70 Химия и периодическая таблица: Пер. с японск./ Под ред. К.Сайто. - М.: Мир, 1982. -320 с.

71 Проблемы кинетики и катализа: Статистические явления в гетерогенных системах / Под ред. С.З. Рогинского Т. 7. - М.: Изд-во АН СССР, 1949. - 450с.

72 Руководство по неорганическому синтезу: в 6-ти томах. Т. 3. Пер. с нем. / Под ред. Г. Брауэра. - М.: Мир, 1985. - С. 675-680.

73 Итоги науки и техники. Серия: Коррозия и защита от коррозии, Т.3. - М.: ВИНИТИ, 1974. - 207 с.

74 Горшков В.С., Тимашев В.В., Савельев В.Г. Методы физико-химического анализа вяжущих веществ: Учеб. пособие. - М.: Высшая школа, 1981. - С. 335.

75 Розенфельд И.Л., Рубинштейн Ф.И., Жигалова К.Л. Защита металлов от коррозии лакокрасочными покрытиями. - М.: Химия, 1987. - 224 с.

76 Обоснование объема экспериментальных исследований по коррозии отработавшего топлива: отчет о НИР / Руководитель А.И. Воробьев; Инв. № 510-04/3336. РФ-ЯЦ ВНИИТФ, 1996. - 38 с.

77 Химия и технология редких и рассеянных элементов. Ч. III. Под ред. К.А. Большакова. Учеб. пособие для вузов. Изд. 2-е, перераб. и доп. - М.: Высшая школа, 1976. - 320 с.

78 Степин Б.Д. Техника лабораторного эксперимента в химии: Учеб. пособие для вузов. - М.: Химия, 1999. - 600 с.

79 Новые исследования по технологии минеральных удобрений / Под ред. Позина М.Е. и Копылов Б.А. - Л.: Химия, 1970. - 280 с.

80 Проценко П.И., Разумовская О.Н., Брыкова Н.А. Справочник по растворимости нит-ритных и нитратных солевых систем. - Л.: Химия, 1971. - 272 с.

81 Lloyd M.N. Instabilities and solids formation in LWR reprocessing solutions // Transactions of the American Nuclear Society - 1976. - № 24. - Р. 238-242.

82 Schmid M. Analyse des residus de dissolution primaires et secondaires. - These de l'Universite technique de Munich, 1986. - 235 p.

83 Пятницкий И.В., Сухан В.В. Маскирование и демаскирование в аналитической химии. - М.: Наука, 1990. - 222 с.

84 Способ переработки уран-молибденовой композиции: пат. 2395857 Российская Федерация, МПК G21C19/44 / Бухарин А.Д., Денискин В.П., Колесников Б.П., Коновалов Е.А., Соловей А.И., Филатов О.Н., Черкасов А.С.; заявитель и патентообладатель Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" (RU). - 2009102464/06; заявл. 26.01.09; опубл. 27.07.10, Бюллетень изобретений № 21.

85 Шевченко В.Б., Повицкий Н.С. Соловкин А.С. Некоторые особенности переработки облученных тепловыделяющих элементов первой атомной электростанции СССР. Труды Второй международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Т. 4. Химия радиоэлементов. - М.: Атомиздат, 1959. - С. 28-33.

86 Vasudevamurthy G., Knight T. Production of high-density uranium carbide compacts for use in composite nuclear fuels // Nuclear technology - 2008. - V. 163, № 2. - Р. 321-327.

87 Kummerer K.R. 15 years of carbide type fast reactor fuel development in Germany: Pin irradiation experience // Journal of nuclear materials - 1984. - V. 124. - Р. 147-152.

88 Mason R., Hoth C., Stratton R., Botta F. Irradiation and examination results of the AC-3 mixed carbide test // Transactions of the American Nuclear Society - 1992. - V. 66. - Р. 215217.

89 International Atomic Energy Agency. Status and trends of nuclear fuels technology for sodium cooled fast reactors. NF-T-4.1. - Vienna: IAEA, 2011. - 95 р.

90 Sengupta A., Basak U., Kumar A. Experience on mixed carbide fuels with high 'Pu' content for Indian fast breeder reactor // Journal of nuclear materials - 2009. - V. 385, № 1. - Р. 161-164.

91 Venkiteswaran C., Raghu N., Karthik V. Irradiation behavior of FBTR mixed carbide fuel at various burn-ups // Energy procedia - 2011. - V. 7. - Р. 227-233.

92 Majumdar S., Sengupta A., Kamath H. Fabrication, characterization and property evaluation of mixed carbide fuels for a test Fast Breeder Reactor // Journal of nuclear materials -2006. - V. 352, № 1-3. - Р. 165-173.

93 Решетников Ф.Г., Котельников Р.Б., Рогозкин Б.Д., Башлыков С.Н., Самохвалов И.А., Титов Г.В., Шишков М.Г., Белеванцев В.С., Федоров Ю.Е., Симонов В.П. Исследование методов изготовления сердечников из монокарбида, мононитрида урана для ТВЭЛов реакторов на быстрых нейтронах // Атомная энергия - 1973. - Т. 35, Вып. 6. -С. 377-386.

94 Давыдов Е.Ф., Маершин А.А., Сюзев В.Н., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С., Меньшикова Т.С. Испытания экспериментальных твэлов с карбидным горючим в реакторе БОР-60 до выгорания 3 и 7% // Атомная энергия - 1975. - Т. 39, Вып. 1. - С. 33 -38.

95 Пономарев-Степной Н.Н. Ядерная энергетика в космосе // Атомная энергия - 1989. -Т. 66, Вып. 6. - С. 371-374.

96 Virot M., Szenknect S., Chave T., Dacheux N., Moisy P., Nikitenko S.I. Uranium carbide dissolution in nitric solution: sonication vs. silent conditions // Journal of nuclear materials -2013. - V. 441, № 1-3. - Р. 421-430.

97 Maslennikov A., Genin X., Vermeleun J., Moisy Ph. UC oxidation with HNO2 in aqueous solutions of HNO3 and НСЮ4 // Radiochimica acta - 2009. - V. 97, № 10. - Р. 571-580.

98 Chandramouli V., Sreenivasan N.L., Yadav R.B. Chemical head-end steps for aqueous reprocessing of carbide fuels // Radiochimica acta - 1990. - V. 51, № 1. - Р. 23-26.

99 Ferris L.M. Reactions of uranium mononitride, thorium monocarbide and uranium mono-carbide with nitric acid and other aqueous reagents // Journal of inorganic and nuclear chemistry - 1968. - V. 30, № 10. - Р. 2661-2669.

100 Ильенко Е.И., Степанова Н.А., Царицына Л.Г. Современное состояние технологии переработки отработавшего топлива АЭС: Обзор. - М.: ЦНИИатоминформ. Вып. 1 (18), 1988. - 81 с.

101 Ferris L.M., Bradley M.J. Reactions of uranium carbides with nitric acid // Journal of the American Chemical Society - 1965. - V. 87, № 8. - Р. 1710-1714.

102 Sladkov V., Fourest B. Simultaneous determination of uranium carbide dissolution products by capillary zone electrophoresis // Journal of chromatography A - 2009. - V. 1216, № 12. - Р. 2605-2608.

103 Charyulu M.M., Karekar C.V., Rao V.K., Natarajan P.R. Studies on the dissolution of carbide fuels // Journal of radioanalytical and nuclear chemistry - 1991. - v. 148, № 2. - Р. 339347.

104 Bokelund H., Caceci M.S., Ougier M. Dissolution of mixed carbide fuels in nitric acid // Radiochimica acta - 1982. - V. 30. - Р. 49-55.

105 Maslennikov A., Boudanova N., Fourest B., Moisy Ph., Lecomte M. UC electrochemical behaviour in aqueous solution // Proceedings. International conference "Actinides 2005" / -Manchester, UK, 2005, P. 599-601.

106 Никитин С.А. Растворение карбида урана в растворах азотной кислоты в присутствии церия (IV), генерированного электролизом // Тезисы докладов. V Конференция молодых ученых, аспирантов и студентов ИФХЭ РАН 2010 / - Москва. - Изд.: ИФХЭ РАН, 2010. - С. 90.

107 Maslennikov A., Fourest B., Sladkov V., Moisy Ph. Electrochemical behavior of UC in acidic media: preliminary results // Journal of alloys and compounds - 2007. - V. 444-445. -Р. 550-553.

108 Palamalai A., Rajan S.K., Chinnusamy A. Development of an electro-oxidative dissolution technique for fast reactor carbide fuels // Radiochimica acta - 1991. - V. 55, № 1. - Р. 29-35.

109 Natarajan R., Raj B. Fast reactor fuel reprocessing technology: successes and challenges // Energy procedia - 2011. - V. 7. - Р. 414-420.

110 Natarajan R. Reprocessing of FBTR mixed carbide fuel - some process chemistry aspects // Proceedings. 16th Annual Conference of Indian Nuclear Society at IGCAR. INSAC-2005. -Mumbai, 2005. - Paper IT 21.

111 Федоров Ю.С., Зильберман Б.Я., Алой А.С., Аляпышев М.Ю., Пузиков Е.А., Шадрин, А.Ю. Проблемы модернизации экстракционной переработки отработавшего ядерного топлива // Российский химический журнал - 2010. - Т. 54, № 4. - С. 12-24.

112 Mecham W., Jonke A. Research and development on aqueous processing // Reactor fuel processing - 1965. - V. 8, № 2. - Р. 78-86.

113 Bradley M., Goode J., Ferris L., Flanary J., Ullmann J. Reactions of reactor-irradiated uranium monocarbide with water and with aqueous solutions of NaOH, HCl, and H2SO4 // Nuclear science and engineering - 1965. - V. 21, № 2. - Р. 159-164.

114 Новоселов Г.П., Кушников В.В., Баронов В.А., Серебряков В.П., Степанова Н.М. Окисление брикетов из мононитридов и монокарбидов урана и плутония // Атомная энергия - 1982. - Т. 53, Вып. 2. - С. 77-80.

115 Матюха В.А., Матюха С.В. Оксалаты редкоземельных элементов и актинидов. 3-е изд., перераб. и доп. -М.: ИздАт, 2008. - 608 с.

116 Nayak S.K., Srinivasan T.G., Vasudeva Rao P.R., Mathews C.K. Photochemical destruction of organic compounds formed during dissolution of uranium carbide in nitric acid // Separation science and technology - 1988. - V. 23, № 12-13. - Р. 1551-1561.

117 Bokelund H., Caceci M., Muller W. A photochemical head-end step in carbide fuel reprocessing // Radiochimica acta - 1983. - V. 33. - Р. 115-119.

118 Колтунов В.С. Кинетика и механизм окисления щавелевой кислоты азотной кислотой в присутствии ионов Мп2+ // Кинетика и катализ - 1968. - Т. 9, № 5. - С. 1034-1041.

119 Тюменцев М.С. Окислительно-восстановительные реакции актинидов, гидразина и щавелевой кислоты в водных средах в присутствии рутениевых и платиново-рутениевых катализаторов: автореферат дис. ... кандидата химических наук: 02.00.14 / Тюменцев Михаил Сергеевич. - М., 2013. - 24 с.

120 Способ утилизации оксалатных маточных растворов трансурановых элементов: пат. 2111562 Российская Федерация, МПК G21F9/04, G21F9/16 / Дзекун Е.Г., Нардова А.К., Корченкин К.К., Машкин А.Н.; заявитель и патентообладатель Федеральное государственное унитарное предприятие «Производственное объединение «Маяк» (RU). -96110730/25, заявл. 29.05.96; опубл. 20.05.98, Бюллетень изобретений № 16.

121 Ananthasivan K., Anthonysamy S., Chandramouli V., Kaliappan I., Vasudeva Rao P.R. Reprocessing of carbide fuels: Conversion of carbide to nitride as a head end step // Journal of Nuclear Materials - 1996. - V. 228, № 1. - Р. 18-23.

122 Наумова Л.Б., Баталова В.Н., Киселёва М.А., Мокрусов Г.М. Исследование возможности использования железосодержащих природных композитов для разрушения органических веществ в водных средах // Вестник ТГАСУ - 2013. - № 2. - С. 285-296.

123 Аристова Н.А., Мокина Т.С., Пискарев И.М. Окисление муравьиной и щавелевой кислот в безэлектродной электрохимической реакции // Журнал общей химии - 2003. -Т. 73, № 5. - С. 756 - 760.

124 Sini K., Mishra S., Lawrence F., Mallika C., Koganti S.B. Destruction of soluble organics generated during the dissolution of sintered uranium carbide by mediated electrochemical oxidation process // Radiochimica acta - 2011. - V. 99, № 1. - Р. 23-30.

125 Subba Rao R.V., Venkataraman M., Natarajan R., Raj B. Operating experience of fast reactor spent fuel reprocessing facility // Proceedings. Global 2009 / Paris, France, 2009. - Р. 172-178.

126 Choppin G.R., Bokelund H., Caceci M.S., Valkiers S. The chemical treatment of (U, Pu)C dissolver solutions as a preliminary step for the PUREX processing // Radiochimica acta -1983. - V. 34. - Р. 151-155.

127 Мазуренко Е.А. Справочник по экстракции. - Киев : Тектка, 1972. - 447 с.

128 Blake C.A., Davis J.V., Scmitt J.M. Properties of degraded TBP-Amsco solutions and alternative extractant-diluent sistems // Nuclear science & engineering - 1963. - V. 17. -Р. 626-637.

129 Руководство по неорганическому синтезу: в 6-ти томах. Т. 4. Пер. с нем. / Под ред. Г. Брауэра. - М.: Мир, 1985, - С. 1751.

130 Lucuta P.C., Verrall R.A., Matzke Hj., Palmer B.J. Microstructural features of SIMFUEL - Simulated high-burnup UO2-based nuclear fuel // Journal of nuclear materials - 1991. - V. 178. - Р. 48-60.

131 Елинсон С.В., Петров К.И. Цирконий. Химические и физические методы анализа. -М.: Атомиздат, 1960. - 212 с.

132 Аналитическая химия урана / Под ред. Рябчиков Д.И., Сенявин М.М. - М.: изд-во АН СССР, 1962. - 430 с.

133 Кузнецов В.И. Цветная реакция на торий // Журнал общей химии - 1944. - Т. 14, Вып. 9-10. - С. 914-920.

134 Практикум по аналитическо химии / Под ред. Пономарева В.Д., Ивановой Л.И. - М.: Высшая школа, 1983. - 271 с.

135 Лаврухина А.К., Поздняков А.А. Аналитическая химия технеция, прометия, астати-на и франция. - М.: Наука, 1966. - 360 с.

136 Упор Э., Мохаи М., Новак Д. Фотометрические способы определения следов неорганических соединений. Перевод с англ. - М.: Мир, 1985. - 231 с.

137 Бекман И.Н. Плутоний. Учебное пособие. - М.: Изд-во МГУ, 2010. - 165 с.

138 Михайлов В.А. Аналитическая химия нептуния. - М.: Наука, 1971. - 218 с.

139 Дозиметрические и радиометрические методики. Под ред. Н.Г. Гусева, У.Л. Маргу-лиса, А.Н. Марея, Н.В. Тарасенко, Ю.М. Ютуккенберга. -М.: Атомиздат, 1966. - 444 с.

140 Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С., Мишин Е.Н., Сытник Л.В., Шмидт О.В., Куха-рев Д.Н., Голецкий Н.Д., Глеков Р.Г., Ерышев К.О. Выделение долгоживущих радионуклидов из ОЯТ АЭС и отходов от его переработки с использованием ТБФ-совместимой технологии Супер-Пурекс // Химическая технология - 2002. - № 7. - С. 3337.

141 Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С., Пузиков Е.А., Голецкий Н.Д., Рябков Д.В., Куди-нов А.С., Блажева И.В., Кухарев Д.Н. Предварительные исследования динамических режимов в экстракционно-промывной группе блоков опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) с использованием математического моделирования // Радиохимия - 2014. - Т. 56, № 6. - С. 497 -506.

142 Погружной гамма-абсорбционный зонд: пат. 2334218 Российская Федерация, МПК 00Ш23/06 / Даренских О.Г., Сандрацкий В.М., Третьяков М.В., Хрушков А.В.; заявитель и патентообладатель Федеральное государственное унитарное предприятие «Производственное объединение «Маяк» (ЯИ). - 2007107767/28, заявл. 01.03.07; опубл. 20.09.08, Бюллетень изобретений № 26.

143 Способ определения уровня или плотности жидкости и устройство для его осуществления : пат. 2446383 Российская Федерация, МПК 001Б23/14 / Гофман Ф.Э.; заявитель и патентообладатель Гофман Феликс Эргардович ^и). - 2010114354/28, заявлю 13.04.10; опубл. 27.03.12, Бюллетень изобретений, № 9.

144 Баранов Ю.В., Голецкий Н.Д., Гофман Ф.Э., Евдокимов А.Г., Козлинский В.П., По-дойницын С.В. Дистанционно обслуживаемый кондуктометр «КВГК» камерного исполнения. Обращение с отработавшим ядерным топливом в России: материалы науч.-тех. конференции. - Красноярск: Поликор, 2012, с. 174-178.

145 Гофман Ф.Э., Гофман Р.Д., Евдокимов А.Г., Родионов С.А., Тимошук А.А., Голецкий Н.Д., Кудинов А.С., Рябков Д.В., Зильберман Б.Я. Автоматизация радиохимических экстракционных стендов // Материалы конференции. Развитие идей В.И. Вернадского в современной российской науке /. - Санкт-Петербург: Изд.: Санкт-Петербургский филиал НОУ ДПО «ЦИПК», 2013. - С. 219-224.

146 Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С. Голецкий Н.Д., Аллой А.С., Сапрыкин В.Ф., Рябков Д.В., Родионов С.А., Безносюк В.И., Мурзин А.А., Бибичев Б.А. Особенности технологии обращения с высоковыгоревшим ОЯТ ВВЭР-1000 и рециклирование ядерных материалов // Тезисы докладов. 2-я Российская конференция «Новые подходы в химической технологии минерального сырья. Применение экстракции и сорбции» Т. 1. Санкт-Петербург /. - Апатиты: Изд.: Кольский научный центр РАН, 2013. - С. 20-22.

147 Мишина Н.Е., Рябков Д.В., Зильберман Б.Я., Голецкий Н.Д., Мурзин А.А. Основные направления развития выпарных процессов в замкнутой схеме переработки ОЯТ АЭС // Материалы конференции. Развитие идей В.И. Вернадского в современной российской науке /. - Санкт-Петербург: Изд.: Санкт-Петербургский филиал НОУ ДПО «ЦИПК», 2013. - С. 204-210.

148 Kirillov S.N., Kolupaev D.N., Logunov M.V., Ermolin V.S., Fedorov Yu.S., Rodionov S.A., Zilberman B.Ya., Goletskiy N.D., Kudinov A.S., Shadrin A.Yu., Smelova T.V., Kudrya-vtsev E.G., Haperskaya A.V. Possibility of Various Types SNF Reprocessing at the PA Mayak exampled with AMB SNF // Procedia Chemistry - 2012. - V. 7. - Р. 98 - 103.

149 Гладышев М.В., Дзекун Е.Г., Родченко П.Ю., Лелюк Г.А., Боровинский В.А., Рама-занов Л.М., Дьяков И.П., Зильберман Б.Я., Титов С.Л., Федоров Ю.С., Богушевич Н.Н., Копейкин Ю.А., Ревякин В.В., Гитович Е.С., Варыханов В.П., Нардова А.К., Горовенко В.П. Одноцикличная схема экстракционной переработки отработавшего топлива АЭС с сорбционной доочисткой реэкстрата урана // Вопросы радиационной безопасности. -1998. - № 4. - С. 27-34.

150 Мишина Н.Е., Ахматов А.А., Зильберман Б.Я., Шадрин А.Ю., Солярская Е.И. Растворимость и соосаждение нитратов бария и стронция в растворах HNO3 и многокомпонентных системах // Радиохимия - 2010. - Т. 52, № 5. - С. 442-447.

151 Макарычев-Михайлов М.Н., Зильберман Б.Я., Рябков Д.В., Сапрыкин В.Ф. Операции упаривания водных растворов и регенерации азотной кислоты ректификацией при переработке высоковыгоревшего ОЯТ АЭС // Химическая технология: Сборник тезисов докладов Международной конференции по химической технологии XT'07 / Ред. A.A. Вошкин и А.И. Холькин. - М.: ЛЕНАНД, 2007. - т. 1. - С. 202-205.

152 Penneman R.A., Haire R.G., Lloyd M.H. Polymolybdates as plutonium (IV) hosts // ACS Symposium Series. American Chemical Society: Washington, DC, 1980. - Р. 571-581.

153 Schulz W.W., Burns R.E., Duke E.M. Nitric acid dissolution of uranium-molybdenum alloy reactor fuels // Industrial and engineering chemistry. Process design and development -1962. - V. 1, № 2. - Р. 156-160.

154 Ахматов А.А., Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С. Сапрыкин В.Ф., Новиков Г.С., Зайцев Б.Н., Голецкий Н.Д., Инькова Е.Н., Шмидт О.В. Методы выделения молибдена из высокоактивного рафината от экстракционной переработки ОЯТ АЭС // Радиохимия -2003. - Т.45, № 6. - С. 523-531.

155 Dzekun E.G., Kopeliovich D.Kh., Rodionov V.I.. Evaporation procedures in spent fuel reprocessing // Proceedings. International conference on nuclear fuel reprocessing and waste management. RECOD-91 / - Sendai, Japan, 1991. - V. 1. - Р. 433-436.

156 Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций: пат. 2303306 Российская Федерация, МПК G21F9/08 / Зильберман Б.Я., Макарычев-Михайлов М.Н., Рябков Д.В., Голецкий Н.Д.; заявитель и патентообладатель Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии (RU), Государственное унитарное предприятие Научно-Производственное Объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (RU). -2005122992/06; заявл. 19.07.05; опубл. 20.07.07, Бюллетень изобретений № 20.

157 Zilberman B.Ya., Saprykin V.F. Makarychev-Mikhailov M.N. Management of high level wastes (HLW) from nuclear power plant spent fuel reprocessing in terms of tritium localization and nitric acid regeneration // Proceedings. 1993' International conference on nuclear waste management and environment remediation / - Prague, 1993. - V. 1. p. 375-378.

158 Способ переработки ОЯТ АЭС: пат. 2454742 Российская Федерация, МПК G21F9/08 / Федоров Ю.С., Зильберман Б.Я., Голецкий Н.Д., Рябков Д.В., Шадрин А.Ю., Блажева И.В., Кудинов А.С., Кухарев Д.Н.; заявитель и патентообладатель Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (RU), Российская Федерация, от имени которой выступает Федеральное государственное унитарное предприятие "Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности" (RU). - 2010152891/07; заявл. 23.12.10; опубл. 27.06.12, Бюллетень изобретений № 18.

159 Bernard C., Miquel P., Viala M. Advanced Purex process for the new reprocessing plants in France and Japan // International conference on nuclear fuel reprocessing and waste management. RECOD-91 / - Sendai, Japan, 1991. - V.1. - Р. 83-86.

160 Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов: пат. 1739784 Российская Федерация, МПК G21F9/08 / Зильберман Б.Я., Труханова С.Я., Дзекун Е.Г., Новиков Г.С., Прокопчук Ю.З., Зайцев Б.Н., Ахматов А.А., Огарышев Н.А., Сапрыкин В.Ф., Родионов В.И., Королев В.А.; заявитель и патентообладатель Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (RU), Федеральное государственное унитарное предприятие «Производственное объединение «Маяк» (RU). - 4856543/25; заявл. 01.08.90; опубл. 15.01.94, Бюллетень изобретений № 1.

161 Николотова З.И., Карташова Н.А. Экстракция нейтральными органическими соединениями. -М.: Атомиздат, 1976. - 600 с.

162 Способ подготовки растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразую-щие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов: пат. 2490735 Российская Федерация, МПК G21F9/04 / Кудинов А.С., Голецкий Н.Д., Зильберман Б.Я., Агафонова-Мороз М.С., Мурзин А.А., Петров Ю.Ю., Кухарев Д.Н., Родионов С.А., Федоров Ю.С., Ермолин В.С., Ворошилов Ю.А., Логунов М.В., Чистяков В.М., Погляд С.С.; заявитель и патентообладатель Российская Федерация, от имени которой выступает Открытое акционерное общество "Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (RU), Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (RU). - 2011147408/07; заявл. 22.11.11; опубл. 20.08.13, Бюллетень изобретений № 23.

163 Маров И.Н., Рябчиков Д.И. Комплексообразование циркония (IV) и гафния (IV) с хлорид-, нитрат- и оксалат- ионами // Журнал неорганической химии - 1962. - Т.7, № 5. - С.1036-1048.

164 Zverev D.V., Kirillov S.N., Dvoeglazov K.N., Shadrin A.Yu., Logunov M.V., Mashkin A.N., Schmidt O.V., Arseenkov L.V. Possible options for uranium-carbide SNF processing // Procedia chemistry - 2012. - V. 7. - Р. 116-122.

165 Gavrilov P.M., Kudryavtsev E.G., Revenko Yu.A., Bondin V.V., Fedorov Yu.S., Khap-erskaya A.V., Anisimov O.P., Zilberman B.Ya. Complete Testing of SNF Reprocessing Technology for EDC in the Hot Cells of FSUE MCC // Proceedings of Global 2011, Makuhari Messe, Japan. 2011, December 11-16, paper № 390993.

166 Способ подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке (Варианты): пат. 2529185 Российская Федерация, МПК G21F9/00 / Кудинов А.С., Голецкий Н.Д., Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С., Мурзин А. А., Сытник Л.В.; заявитель и патентообладатель Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" (RU). - 2013106227/07; заявл. 12.02.13; опубл. 27.09.14, Бюллетень изобретений № 27.

167 Першуков В.А. Особенности организации управления Атомным проектом 2. [Электронный ресурс] // Бизнес-форум «Управление проектами — проводник инновационного развития». PMInnovation 2013. -

Режим доступа: http://pminnovation.ru/upload/iblock/bb7/pershukov.pdf (дата обращения: 05.06.2014).

168 Глазов А.Г., Леонов В.Н., Орлов В.В., Сила-Новицкий А.Г., Смирнов В.С., Филин А.И., Цикунов В.С. Реактор БРЕСТ и пристанционный ядерный топливный цикл // Атомная энергия - 2007. - Т. 103, Вып. 1. - С. 15-21.

169 Лопаткин А.В., Орлов В.В., Сила-Новицкий А.Г., Филин А.И. Бибилашвили Ю.К., Рогозкин Б.Д., Леонтьев В.Ф. Топливный цикл реакторов БРЕСТ // Атомная энергия -2000. - Т. 89, Вып. 4. - С. 308-314.

170 Попадейкин М.В. Фторидная переработка основного компонента нитридного ядерного топлива - нитрида урана: автореферат дис. ... кандидата технических наук: 05.17.02/ Попадейкин Максим Валерьевич - Северск, 2006. - 23 с.

171 Булатов Г.С., Гедговд К.Н., Любимов Д.Ю. Термодинамический анализ химического и фазового составов облученного быстрыми нейтронами уран-плутониевого нитрида в зависимости от температуры и выгорания // Материаловедение - 2009. - № 1. - С. 2-7.

172 Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И., Меньшикова Т.С. Высокотемпературное ядерное топливо. Изд. 2-е. - М., Атомиздат, 1978. - 432 с.

173 Das B., Mondal P., Kumar Sh. Pressurization studies in a sealed autoclave for thermal decomposition of nitrated TBP and TiAP // Journal of radioanalytical and nuclear chemistry -2011. - V. 288, № 2. - Р. 641-643.

174 Papadimitriou E.K. Hydrolysis of organic matter during autoclaving of commingled household waste // Waste Management - 2010. - V. 30, № 4. - Р. 572-582.

175 Serikawa R.M., Isaka M., Su Q., Usui T., Nishimura T., Sato H., Hamada S. Wet electrolytic oxidation of organic pollutants in wastewater treatment // Journal of applied electrochemistry - 2000. - V. 30, № 7. - Р. 875-883.

176 Penneman R.A., Haire R.G., Lloyd M.N. Polymolybdates as plutonium(IV) hosts // Proceedings. Actinide separation symposium. ACS/CSJ Chemical Congress / - Honolulu, Hawai, 1979. - p.571-581.

177 Способ обращения с осадками на основе молибдена при переработке ОЯТ АЭС: пат. 2462776 Российская Федерация, МПК G21F9/28 / Голецкий Н.Д., Зильберман Б.Я., Бла-жева И.В., Шадрин А.Ю., Кудинов А.С., Мишина Н.Е., Хонина И.В.; заявитель и патентообладатель Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (RU), Российская Федерация, от имени которой выступает Федеральное государственное унитарное предприятие "Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности" (RU). -2010152893/07; заявл. 23.12.10; опубл. 27.09.12, Бюллетень изобретений № 27.

178 Рябкова Н.В., Мурзин А.А., Голецкий Н.Д., Шадрин А.Ю., Зильберман Б.Я., Кудинов А.С., Металиди М.М., Безносюк В.И., Родионов С.А. Локализация молибдена на головных операциях в схеме ОДЦ // Тезисы докладов. 7-ая Российская конференция по радиохимии «Радиохимия-2012» /. - Димитровград: Изд.: ООО «ВДВ «ПАК», 2012. - С. 176.