Кондиционирование отработавших источников ионизирующего излучения с использованием металлических матриц тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.17.02, кандидат технических наук Арустамов, Артур Эдуардович

• Арустамов, Артур Эдуардович
• кандидат технических наук
• 2005

Оглавление диссертации кандидат технических наук Арустамов, Артур Эдуардович

Введение.

1 ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР.

1.1 Производство радионуклидных источников ионизирующего излучения.

1.2 Применение закрытых радионуклидных источников ионизирующего излучения.

1.2.1 Радиоизотопные источники электроэнергии и тепла.

1.2.2 Радиационно-технологические установки.

1.2.3 Радионуклидные средства для лучевой терапии.

1.2.4 Радиационные аппараты промышленной дефектоскопии.

1.2.5 Ядерно-аналитические и контрольно-измерительные технологические приборы и установки.

1.2.6 Приборы и установки с использованием альфа- и низкоэнергетического бета-излучения.

1.2.7 Условия эксплуатации и хранения источников ионизирующего излучения.

1.2.8 Инциденты с радионуклидными источниками ионизирующего излучения

1.3 Приповерхностное захоронение радионуклидных источников.

1.4 Подземное захоронение радионуклидных источников.

1.5 Захоронение альфа-излучающих радионуклидных источников.

1.6 Кондиционирование отработавших источников ионизирующего излучения.

1.7 Исследования по включению радиоактивных отходов в металлическую матрицу.

1.7.1 Исследования по включению облученного ядерного топлива в металлические матрицы.

1.7.2 Исследования по включению радиоактивных отходов высокого уровня активности в металлические матрицы.

1.7.3 Надежность изоляции отработавших источников ионизирующего излучения в приповерхностных хранилищах.

1.8 Выводы по литературному обзору.

2 ИССЛЕДОВАНИЕ СОСТОЯНИЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ В ПРИПОВЕРХНОСТНЫХ ХРАНИЛИЩАХ КОЛОДЕЗНОГО ТИПА.

2.1 Методы контроля состояния колодезных хранилищ.

2.2 Аппаратура для контроля состояния колодезных хранилищ.

2.3 Исследование состояния хранения отработавших источников в хранилищах колодезного типа.

2.4 Результаты обследования хранилищ для отработавших источников ионизирующего излучения по Программе Госатомнадзора России.

3 ИССЛЕДОВАНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ПРИПОВЕРХНОСТНЫХ ХРАНИЛИЩ ДЛЯ ОТРАБОТАВШИХ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ.

3.1 Описание экспериментального стенда «Спрут».

3.2 Описание экспериментов.

3.3 Математическое моделирование тепловых полей в хранилище.

4 МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПРОЦЕССА ВКЛЮЧЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ИСТОЧНИКОВ В МЕТАЛЛИЧЕСКИЕ МАТРИЦЫ В ЛАБОРАТОРНЫХ УСЛОВИЯХ.

4.1 Описание лабораторного стенда.:.

4.2 Порядок проведения эксперимента.

4.3 Результаты экспериментов и их анализ.

5 ПРАКТИЧЕСКОЕ ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДА ВКЛЮЧЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ В МЕТАЛЛИЧЕСКУЮ МАТРИЦУ.

5.1 Разработка оборудования для включения отработавших источников в металлическую матрицу.

5.2 Оценка эффективности технологии включения ОИИ в металлические матрицы.

ВЫВОДЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Кондиционирование отработавших источников ионизирующего излучения с использованием металлических матриц»

Радиоизотопные излучатели различного назначения, дефектоскопы, аналитические и контрольно-измерительные приборы, радиоизотопные генераторы тепловой и электрической энергии и другие виды изделий радиационной техники - таков неполный перечень областей использования радионуклидных источников ионизирующего излучения.

Радиационные технологии все шире охватывают различные области производства изделий и материалов промышленного и специального назначения. Промышленность большинства стран насыщается радиоизотопной контрольно-измерительной техникой. В медицине используется все больше аппаратуры радиационной диагностики и терапии. Компактные, с высокой удельной энергоотдачей, радиоизотопные устройства находят применение во множестве современных приборов и изделий.

Одним из главных препятствий для дальнейшего развития радиоизотопных производств, как, впрочем, и для увеличения энергетического потенциала за счет строительства атомных электростанций, стала проблема удаления радиоактивных отходов (РАО). Необходимость учета самых различных факторов - правовых, социальных, экономических, медицинских — значительно усложняет ее решение и требует участия государства и общественности в определении роли и места промышленности по обращению с РАО среди других отраслей.

Использование мощных источников излучения привело к образованию целого класса чрезвычайно опасных РАО высокого уровня активности -отработавших источников ионизирующего излучения (ОИИ). Обращение с этим видом отходов представляет серьезную проблему, не решенную в полном объеме на законодательном уровне, в техническом и экологическом аспектах, и является препятствием на пути широкого применения радиационных технологий.

Десятки радиационных инцидентов, произошедших с отработавшими источниками в последние годы, заставили МАГАТЭ и национальные агентства обратить пристальное внимание на проблемы обращения с этим видом радиоактивных отходов. События, произошедшие в Гоянин (Бразилия) [1] в 1987 г., в очередной раз подтвердили, какими трагическими и масштабными могут быть последствия неконтролируемого попадания отработавших источников в окружающую среду. Человеческие жертвы, десятки пострадавших от облучения людей, образование тысяч тонн вторичных радиоактивных отходов - таковы некоторые итоги этого «наиболее серьезного инцидента после Чернобыльского».

Нерешенность до настоящего времени проблем безопасного обращения с ОИИ требует проведения всесторонних исследований условий хранения и разработки современных технологий их кондиционирования, не наносящих чрезмерного ущерба окружающей среде.

По этим причинам весьма актуальными являются исследования, посвященные разработке эффективных методов обращения с отработавшими источниками ионизирующего излучения, обеспечивающими надежность их изоляции от окружающей среды.

Целью настоящей работы является исследование состояния хранения отработавших источников ионизирующего излучения, изучение свойств металлических матричных материалов и разработка технологии кондиционирования отработавших источников ионизирующего излучения с использованием металлических матриц при безусловном приоритете экологической безопасности предложенных технических решений. Научная новизна работы заключается в следующем:

• Разработана методика и выполнена оценка состояния хранения ОИИ в приповерхностных хранилищах для отработавших источников ионизирующего излучения.

• Разработан и экспериментально опробован метод определения эффективных теплофизических характеристик для хранилищ колодезного типа с использованием нестационарных температурных полей.

• Предложен новый метод изоляции отработавших источников ионизирующего излучения от окружающей среды путем включения их в металлические матрицы непосредственно в подземных приемных резервуарах хранилищ колодезного типа, с использованием в качестве матричного материала свинца и легкоплавких сплавов на его основе.

• Обоснована зависимость количества матричного материала от суммарной активности отработавших источников и их радионуклидного состава.

Практическое значение работы состоит в том, что:

• Использование методики обследования состояния хранения ОИИ в хранилищах колодезного типа позволило, в соответствии с программой Госатомнадзора России, выполнить детальное обследование хранилищ данного типа на пунктах хранения радиоактивных отходов России, и на основе полученных данных разработать рекомендации по их дальнейшей безопасной эксплуатации.

• Впервые разработаны и внедрены в производство новые безопасные методы обезвреживания высокоактивных отработавших источников ионизирующего излучения.

• Разработаны и внедрены в производство установка для включения отработавших источников в металлическую матрицу «Москит-1 А» и передвижная модульная промышленная установка «Москит-Т», позволяющие производить включение источников в металлические матрицы непосредственно в резервуарах хранилищ. Использование этих установок на пунктах захоронения радиоактивных отходов России дает реальный экологический и значимый экономический эффект.

На защиту выносятся следующие положения:

• Теплофизические характеристики хранилищ могут быть найдены путем проведения эксперимента по кратковременному имитационному разогреву приемной емкости хранилища, измерению температуры в контрольных точках и последующему математическому моделированию процесса установления температурного поля.

• Надежная изоляция отработавших источников ионизирующего излучения от окружающей среды возможна путем их послойной заливки расплавленным металлом с получением целостного металлоблока. Качество получаемого металлоблока определяется совместным использованием нескольких металлов или сплавов. Процесс изоляции можно проводить, используя защитные свойства хранилищ, непосредственно в подземных резервуарах после их подготовки по предложенной технологии.

• В качестве матричного материала для изоляции источников наиболее эффективно использовать свинец и сплавы на его основе, обеспечивающие требуемые показатели безопасности.

• Разработанные передвижные установки модульного типа, герметично стыкуемые с хранилищем, позволяют безопасно проводить процесс включения отработавших источников в металлическую матрицу за счет изоляции рабочего объема установки и хранилища от окружающей среды и эффективной очистки отходящих газов.

Основные положения диссертационной работы докладывались на:

Всесоюзном НТС "Проблемы обращения с радиоактивными отходами и охраны окружающей среды", (Москва, 1990);

Международном семинаре UNESCOAJNEP/UNIDO "Радиоактивные отходы: оценка риска, минимизация образования, переработка и захоронение", (Москва, 1993);

International Conference on Nuclear Waste Management and Environmental Remediation, (Prague, 1993);

4-ой Ежегодной Научно-Технической Конференции Ядерного Общества "Дцерная энергия и безопасность человека", (NE-93, Нижний Новгород);

21-st International Symposium on the Scientific Basis for Nuclear Waste Management, (1997, Davos);

22-st International Symposium on the Scientific Basis for Nuclear Waste Management, (Boston, 1998);

International Conference on "Management of Radioactive Waste from Non-Power Applications-Sharing the Experience", (2001, Malta).

По теме данной диссертационной работы было опубликовано 20 статей и докладов, получено 7 авторских свидетельств и патентов РФ.

Работа была выполнена в Государственном унитарном предприятии города Москвы - Объединенном эколого-технологическом и научно-исследовательском центре по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (ГУЛ МосНПО «Радон») в соответствии с планом НИР (тема 064-01) и Программой Госатомнадзора России по обследованию хранилищ колодезного типа для отработавших радионуклидных источников на спецкомбинатах Российской Федерации.

1 ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

Заключение диссертации по теме «Технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов», Арустамов, Артур Эдуардович

ВЫВОДЫ

1. Разработана методика обследования состояния хранения отработавших источников в подземных хранилищах колодезного типа. В рамках программы Госатомнадзора России проведено обследование состояния хранения ОИИ на 10 пунктах хранения радиоактивных отходов России. Результаты обследования показали, что 90% суммарной активности всех видов радиоактивных отходов, поступающих на пункты хранения, составляют отработавшие источники ионизирующего излучения. Состояние их хранения не соответствует современным требованиям безопасности, поскольку в хранилищах, как правило, присутствует вода и зарегистрированы взрывоопасные концентрации радиолизного водорода. В ряде случаев были зарегистрированы высокие уровни удельной активности воды в хранилищах (до 2,7x106 Бк/л), обусловленные разгерметизацией отработавших источников.

2. Теоретически обоснован, разработан и экспериментально проверен метод определения теплофизических характеристик приповерхностных хранилищ колодезного типа путем обработки нестационарных температурных полей. Адекватность полученной физико-математической модели подтверждена результатами измерений, полученными на стендовой установке и реальном хранилище для отработавших источников. В результате проведенных экспериментов была определена величина эффективной теплопроводности системы «хранилище-грунт», составляющая ае=(2,8±0,3) Вт/(мх°С).

3. Исходя из проектного ограничения на величину температуры перегрева (230 °С) в хранилище и результатов теплофизического моделирования было определено минимальное значение (А=28 Вт/(мх°С)) теплопроводности металлов, пригодных для использования в качестве матрицы для изоляции отработавших источников. Исследование технологических характеристик матричных материалов показало, что в ряду исследованных металлов: алюминий, олово, свинец, цинк оптимальным материалом для матрицы является свинец и легкоплавкие сплавы на его основе.

4. На основании полученных данных был разработан и реализован на практике комплекс методов изоляции отработавших источников с использованием матричных материалов на основе свинца и его сплавов. Эти методы позволяет выполнять оценку состояния хранения ОИИ в хранилищах, подготовку хранилищ к кондиционированию, включение отработавших источников в металлическую матрицу послойно непосредственно в действующих хранилищах колодезного типа, что дает возможность увеличить суммарную активность источников, размещаемых в хранилище, в 6 раз при полном соблюдении проектных требований к хранилищу и обеспечении современных требований безопасности.

5. Разработана технологическая схема установки для кондиционирования отработавших источников. На базе экспериментальной установки отработаны конструкция и технологические режимы работы отдельных систем установки. На основе полученных данных спроектирована и внедрена в производство опытно-промышленная установка «Москит-1 А».

6. Для реализации комплексной схемы обращения с отработавшими источниками ионизирующего излучения, включающей откачку конденсированной влаги, осушение хранилища и выполнения операций послойной заливки расплавленным металлом, была разработана передвижная промышленная установка «Москит-Т».

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Арустамов, Артур Эдуардович, 2005 год

1. 1.EA, The Radiological Accident in Goiania, IAEA, Vienna (1988).

2. Annual Report 1977-1978. Atomic Energy of Canada Ltd. 1979. p.30-32.

3. Annual Report of Department of India Atomic Energy .1975-1977. p.6-12.

4. Australian Atomic Energy Commission 1978/1979 .1979. p.84.

5. Сивинцев Ю.В. Обращение с радиоактивными отходами во Франции. Атомная техника за рубежом. 1984. № 9. С.28-32.

6. Radiation Sources for Research, Industry, Environmental Aplications. Isotope Products Laboratories. California. 1977. - 40 p.

7. В.П.Сытин, Ф.П.Теплов, Г.А. Череватенко. Радиоактивные источники ионизирующих излучений.- М.: Энергоатомиздат, 1984, 128 с.

8. Recommendation for the Safe Use and Regulation of Radiation Sources in Industry, Medicine, Research and Teaching. IAEA. Vienna. Safety Ser. N 102. 1990. P.27-63.

9. Саркисов А.А.и др. Термоэлектрические генераторы с ядерными источниками теплоты. М.:Энергоатомиздат,1987, 203 с.

10. Каталог. Радионуклидные источники и препараты. Димитровград, 1998, 68 с.

11. Каталог. Радионуклидные источники и препараты. Димитровград, 1998, 68 с.

12. В.П.Чистов, Ф.П. Кодюков, Г.А. Череватенко. Радионуклидные источники в радиационной технике.- М.: Энергоатомиздат, 1989, -278 с.

13. Чистов Е.Д., Середин Ю.В., Спрыгаев И.Ф. и др. Научные работы институтов охраны труда ВЦСПС. М., Профиздат, 1969, вып. 59, с. 44-51

14. Волгин В.И., Дроздов В.Е., Ерошев М.Е. и др. Атомная энергия, 1965 т. 18, вып. 5, с. 546—550.

15. Чистов Е.Д., Лиричен А.В., Гольдин В.А. и др. Труды симпозиума специалистов стран -членов СЭВ (Москва, 10—14 декабря 1973). М., Атомиздат, 1976, с. 78—82.

16. Осипов В.В., Джагацпанян Р.В., Штань Л.С., и др.— Атомная энергия, 1969, т. 25, вып. 4, с. 271-273.

17. Чистов Е.Д., Осипов В.Б., Спрыгаев И.Ф. и др. — Гигиена и санитария. 1970, № б, с. 76-80.

18. Зараев О.М. В кн.: Научные работы институтов охраны труда ВЦСПС. М., Профиздат, 1968, вып. 55, с. 54-61.

19. Иствуд У., Уест Р., Уйблин Е. Труды II Международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1958. Избранные доклады иностранных ученых. Получение и применение изотопов. М., Атомиздат, 1959, т. 10, с. 28.

20. Спицин В. И.- Изв. АН СССР. Отд. хим. наук, 19601, № 8, с. 1325.

21. Спицин В. И., Мощанская Н. Г. -Докл. АН СССР, 1960, т. 133, № 4, с. 859.

22. Герасимов В. В., Александров В. Н., Громова А. И. и др. В кн.: Коррозия реакторных материалов. М., Атомиздат, 1960, с. 52.

23. Герасимов В. В., Александров В. Н. Металловедение и термическая обработка металлов, 1962, № 2, с. 53.

24. Герасимов В. В. Коррозия и облучение. М., Госатомиздат, 1963.

25. Справочник по коррозии и износу ядерных реакторов с водяным охлаждением. М., Атомиздат, 1960, с. 278.

26. Пархоменко Г.М. Фармакология и токсикология, 1948, т. 11, № 6,с. 48.

27. Перельман Ф.М., Зворыкин А.Я., Гудима Н.В. Кобальт. М. JL, Изд-во АН СССР, 1969.

28. Краткая химическая энциклопедия. М., 1963, т. 2, с. 619.

29. Фукс Н.А. Механика аэрозолей. М., Изд-во АН СССР, 1965. 268 с.

30. Чистов Е.Д., Никольский В.В., Мальков И.А. и др. В кн.: Научные работы института охраны труда ВЦСПС. М., Профиздат, 1965, вып. 5 (37), с. 46-51.

31. Радиоактивные частицы в атмосфере. Сб. статей. Пер. с нем. Под ред. А. В. Быховского С.Г., Малахова Г.А., Середы. М., Госатомиздат, 1963, 220 с.

32. Методические указания по исследованию радиоактивных аэрозолей в случае присутствия их в составе горячих частиц. № 672-67, М., МЗ СССР, 1967.

33. Зараев О.М. В кн.: Научные работы институтов охраны труда ВЦСПС. М., Профиздат, 1966, вып. 40, с. 48-54.

34. Быковский А.В., Зараев О.М. Мед. радиология, 1965, № 3, с. 31-39.

35. Зараев О.М. В кн.: Научные работы институтов охраны труда ВЦСПС. М., Профиздат, 1966, вып. 41, с. 49-58.

36. Зараев О.М., Красногорова А.М., Ларичев А.В. В кн.: Научные работы институтов охраны труда ВЦСПС. М., Профиздат, 1967, вып. 47, с. 39-47.

37. Виденская М.М., Красногорова Г.А., Курович В.Н. и др. Материалы 1 научно-практической конференции по радиационной безопасности 23- 29 ноября 1966. М. 1968, с

38. Site Investigation for Repositories for Solid Radioactive Wastes in Shallow Ground. Techn. Rep. Ser. N 216. IAEA. Vienna. 1982.

39. IAEA, Nature and magnitude of the problem of spent radiation sources, IAEA-TECDOC-620, Vienna (1991).

40. Shallow Ground Disposal for Radioactive Wastes. A Guide Book. Safety Ser.N 53. IAEA. Vienna. 1981.

41. J. Auriol, A. Faussat. Low-level short-lived waste disposal, national program in France. ICEM'95 Berlin. Germany. September 3-5, 1995, New York, 1995. P. 12771280.

42. Warren J.L. Shallow Land Burial: Expirience and Developments at Los Alamos. Undeground Disposal of Radioactive waste. IAEA. Vienna. 1980. V.l. p.221-239.

43. J.E. Deickhoner. Waste management policy development from AEC to the DOE. Radwaste magazine. V.3, N2, March 1996, P. 48-55.

44. Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М.:Энергоатомиздат,. 1983,128 с.

45. Спицин Е.Я. Переработка и захоронение радиоактивных отходов лабораторий. М.: Атомиздат, 1965, 130 с.

46. В. Batandjieva, P. Metcalf. Proc. 1st All African IRPA Regional Radiation Protection Congress, 5-8 May 2003, Muldersdrift, Gauteng, South Africa (2003). P.l-17.

47. B.Shabtai at all. Management of Low Level Radioactive Waste in Israel. ICEM'95 Berlin. Germany. September 3-5,1995, New York, 1995. P.33-39.

48. Djouhy Z., Kortus J., Malasik E. Disposal of Low and Intermediate Level Waste in Czechoslovakia. Underground Disposal of Radioactive Wastes. IAEA. Vienna. 1980. V.l. p.209-218.

49. Проекты захоронения радиоактивных отходов в геологических формациях. Атомная техника за рубежом. 1979. № 7. С. 12-19

50. Бабаев Н.С. и др. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда. М.: Энергоатомиздат. 1984. 312 с.

51. Frank Nitsche at all. Low/Intermediate Level Waste Package Criteria in Compliance with the Requirements for Transport and Disposal. ICEM'95 Berlin. Germany. September 3-5,1995, New York, 1995. P.87-92.

52. Management of Intermediate and Low Level Waste. Atom. 1988. September. N 383. P. 4-7.

53. B.Gustavson. Radioactive Waste Management in Sweden Experiences and Plans. ICEM'95 Berlin. Germany. September 3-5,1995, New York, 1995. P.57-61.

54. J.Auriol, A. Faussat. Low-level short-lived waste disposal, national program in France. ICEM'95 Berlin. Germany. September 3-5, 1995, New York, 1995. P. 12771280.

55. Федеральный Закон "Об использовании атомной энергии", Российская газета, 28.11.95 г.

56. W.W.L.Lee. L. Chaturvedi. Radionuclide retardation mechanism in the culebra aquifer at the WIPP. ICEM'95 Berlin. Germany. September 3-5,1995, New York, 1995. P.877-881.

57. J. Sadler. WIPP Gets Ready for Operation. Nucl. Engin. Intern. 1987. Vol. 32. December. P.57-65.

58. F. Kaplan. Transuranic Wastes in Hanford Reservation. Trans. Amer. Nucl. Soc. 1984. Vol. 47. P. 73.

59. Underground Waste Disposal; the Time to go ahead. Nucl. Eng. Intern. 1979. Vol. 24. N293. P. 13-14.

60. Review of available option for low level radioactive waste disposal. IAEA-TECDOC-661, Vienna, 1992.

61. IAEA. Handling, conditioning and Disposal of Spent Sealed Sources. LAEA-TECDOC-548, IAEA, Vienna (1990)

62. Соболев И.А., Хомчик Л.М., Тимофеев E.M., Ожован М.И., Полуэктов П.П. (1984) Диффузионная неустойчивость поверхности твердых веществ. Поверхность. Физика, химия, механика, 1984, № 12, С.32-36.

63. Ojovan M.I., Karlina O.K., Kachalov M.B. Radioactive wastes isolation from environment by glass composite materials. The International Symposium on Bioindicators and Biomonitoring, Zagorsk, 1991, p. 107-10

64. Ojovan M. 1., Sobolev 1 .A., Barinov A.S. Vitrified radioactive wastes natural tests. The International Symposium on Bioindicators and Biomonitoring, Zagorsk, 1991, p. 108- 111.

65. Ojovan M.I., Kachalov M.B., Sobolev I.A. Glass composite materials a new form of radioactive wastes immobilization. 14-th International Congress on Glass, Madrid, 1992, vol.4, pp.315-320.

66. Mathew, P.M. and Krueger, P.A., Corrosion of Metal Matrices in Oxygenated Canadian Shield Granite Groundwater's, Atomic Energy of Canada Limited Technical Record, 1986.

67. D.J. Beninson et al., in: Proc. Int. Symp. on the Siting, Design and Construction of Underground Repositories (or Radioactive Wastes, Hannover, Fed. Rep. Germany, 3-7 March, 1986, pp. 35-46.

68. A. Jacobson and R. Pusch, Deposition of High-level Waste in Boreholes Containing Buffer Material, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co., Report SKBF/KBS-TR-77-03, Stockholm, Sweden (1977).

69. R. Pusch, Required Physical and Mechanical Properties of Buffer masses, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co., Report SKBF/KBS-TR-77-33, Stockholm, Sweden (1977).

70. Karnbranslcsakerhet, Lead Lined Titanium Canister for Reprocessed and Vitrified Nuclear Fuel Waste-Evaluation from the View Point of Corrosion, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co., Report SKBF/KBS-TR-78-107, Stockholm, Sweden (1978).

71. E. Mattsson, Canister Materials Proposed for Final Disposal of High-level Wastes-A Review with Respect to Corrosion Resistance, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co., Report SKBF/KBS-TR-81-05, Stockholm, Sweden (1981).

72. P. de Regge, J. Broolhaerts and F. Casteels, Encapsulation of cladding waste by lead alloys, in: Lead, Us Role in Nuclear Waste Management, Report on Seminar, Brussels (1984).

73. Lead in waste management: the pros and cons. Atom, February, 1985, 340, p.24-25.

74. A. Zanznica, The use of lead in the containment system for the disposal of nuclear waste, in: Proc. 7th Int. Lead Conf. on Lead Quality Criteria and Containment Technology. Pb-80, Madrid (1980), p.516.

75. W.E. Gurnwell, A survey of matrix materials for solidified radioactive high level wastes, Pacific Northwest Laboratories, PNL-UC-70, USA (1981).

76. P.M. Mathew and P.A. Krueger, Metal matrixing of used nuclear fuel with particular reference to lead, in: Lead, Its Role in Nuclear Waste Management, Report on Seminar, Brussels (1984).

77. R.C. Weasl, Handbook of Chemistry and Physics, 54th Edition (The Chemical Rubber Co., Cleveland, 1974).

78. Svensk Karnbransleforsoijning, Final Storage of Spent Nuclear Fuel — KBS-3, Swedish Nuclear Fuel Supply Co./Division KBS, Stockholm (1983) (5 volumes).

79. Einfeld K., Lahr, H., "DWK pilot conditioning and encapsulation plant", Back End of the Nuclear Fuel Cycle: Strategies and Options (Proc. Symp. Vienna, 1987), IAEA, Vienna (1987) 321.

80. Papp R., Bechtold W., Rollig K., Brunner, H., "Concepts for direct disposal of spent LWR and HTR fuel in the Federal Republic of Germany", Back End of the Nuclear Fuel Cycle: Strategies and Options (Proc. Symp. Vienna, 1987), IAEA, Vienna (1987) 577.

81. Barnert E., Brucher P.M., Niephaus D., R&D work on geologic disposal of dissolver sludge, claddings, and spent HTGR fuel elements in the Federal Republic of Germany, IAEA-SM-289/46.

82. V Ahlstrom. P.-E., "Current once-through fuel cycle and future trends", Back End of the Nuclear Fuel Cycle: Strategies and Options (Proc. Symp. Vienna, 1987), IAEA, Vienna (1987) 95.

83. Van Geel, J., Die Herstellung und Eigenschaften von Vitroment-Produkten. Processing of the International Seminar on Chemistry and Process Engineering for HLLW Solidification. 1-5 June 1981, Julich. P. 205-228.

84. Алой A.C., Шушуков E.A. Отверждение радиоактивных отходов в виде стеклометаллических и металлокерамических композиций. Обзор. М., ЦНИИатоминформ, вып.2, 1984,34 с.

85. Mathew, P.M. and Kruger, P.A., Casting Technique Development for Half-Scale Metal Matrix: Fuel Isolation Containers, Atomic Energy of Canada Limited Technical Record 1986.

86. Mathew. P.M. and Kraeger, P.A., Lead Matrix Encapsulation of a CANDU Fuel Bundle, Atomic Energy of Canada Limited Technical Record 1986.

87. Mathew, F.H., et al. Investment of Irradiated reactor fuel in a metal matrix. Canadian Metallurgical Quarterly 22 (1983) 107.

88. Mathew, P.M., et at. Application of finite element methods in the process development of metal-matrixes nuclear fuel waste containers. Fifth International Symposium on Finite Element Methods in Flow Problems, Austin, Texas, 198A January.

89. De Regge P. et al. "Methodes de Conditionnement des Dechets de Gaines de Combustible Irradies et des Residus de Dissolution", 2nd European Community Conference on Radioactive Waste Management and Disposal, Luxemburg, April, 1985.

90. De Regge P., Casteels F. Compatibility between compacted cladding waste and clay formation. Ber.Kern. Julich Conf. 1985, N 54, pp.455-469.

91. F.E. Goodwin. Corrosion resistance of lead alloys under nuclear waste repository conditions, in: Lead, Its Role in Nuclear Waste Management, Report on Seminar, Brussels. (1984). Corros. Prev. Control 32(2) (1985).

92. R.F. Tylecote. The Behavior of Lead as a Corrosion-Resistant Medium Undersea and in Soils (British Nuclear Fuels Ltd., London, 1980).

93. W.W. Krisko, Metall 34 (1980) 433.

94. S.B. de Wexler. Resistencia a la corrosion del plomo en medios naturales, Revision Bibliografica, CNEA-DI6/84, PMTM/R-14, Buenos Aires (1984).

95. H.G. Feller, H. Teepens, W. Arts and H.J. Bretschneider, Z. Metallkd. 75 (1984), 619.

96. J.W. Braithwaite and M.A. Molecke, Nuclear and Chemical Waste Management, v. 1, (1980), p.37.

97. A.A. Abdul Azim, V.K. Gouda, L.A. Shalaky and S.E. Afifi, Br. Corn J. 8 (1973)

98. IAEA. Handling, Conditioning and Storage of Spent Sealed Radioactive Sources. IAEA-TECDOC-1145, IAEA, Vienna (2000).

99. Jerry J.Cohen, David G. Coles, Lawrence D. Ramsport. Lead encapsulation of Nuclear Waste: A Risk Assessment. Amer. Nucl. Soc. # ,1981, pp.350-351.

100. GALLERAND M.O. Methodology of chemical safety assessment of radioactive waste disposal with an example presented for the Centre de l'Aube low level radioactive waste (LLW) repository. Proc. WM'01 International conference, Tucson, Arisona, US, CD-ROM.

101. O. Cassibba and S. Fernandez. Lead corrosion behavior in simulated media of an underground repository. Journal of Nuclear Materials, N 161, (1989), p.93-101.

102. Рачев X., Стефанова С. Справочник по коррозии. М.: Мир, 1982, С.520.

103. Ларичев A.B., Чистов Е.Д. Безопасность в радиационной технологии, М., Энергоатомиздат, 1981, 200 с.

104. Stevart D.C., Date for Radioactive Waste Management and Nuclear Application. New-York et al.:Wiley, 1985, 297 p.

105. Дж. Тейлор. Введение в теорию ошибок. М.: Мир, 1985, с.96.

106. Дрожко Е.Г., Карпов В.И., Степанов А.С. и др. Математическая модель температурного поля вокруг скважины с радиоактивными отходами и ее экспериментальная проверка в полевых условиях. Атомная энергия, 1985, т.59, вып. 6, с.422-428.

107. M.J. Skarla, J.W. Vandersande, M.L. Linvill, R.O. РоЫ. Thermal Conductivity of selected repositoiy minerals. Sci. Basis for Nuclear Waste Manag. Ed. by I.G. Moore, Plenum N.-Y. 1981, v3, p. 43-50.

108. Карслоу Г., Егер Д. Теплопроводность твердых тел. М.: Наука. 1964.

109. Годунов С.К., Рябенький B.C. Разностные схемы. М.: Наука. 1977.

110. Форсайт Дж., Малькольм М., Моулер К. Машинные методы математических вычислений. М.: Мир. 1980.

111. Г.М. Грязнов, В.А. Евтихин, Л.П. Завяльский и др. Материаловедение жидкометаллических систем термоядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989.

112. W.E. Berry. Corrosion in Nuclear Application. Corrosion Monograph Series, N-York, 1971

113. У.Д. Верятин, В.П.Маширев, Н.Г. Рябцев и др. Термодинамические свойства неорганических веществ. М.:Атомиздат, 1965,~460 с.

114. Н.М. Барон, Э.И. Квят, Е.А. Подгорная и др. Краткий справочник физико-химических величин. JL: Химия, 1967.-182 с.

115. В.М. Боришанский, С.С. Кутателадзе, И.И. Новиков и др. Жидкометаллические теплоносители. М.: Атомиздат 1976.-328 с.

116. А.В. Бобалев Механические и технологические свойства металлов. М.: Металлургия, 1987.- 203 с.

117. Андреев П.А., Канаев А.А., Федорович Е.Д. Жидкометаллические теплоносители ядерных реакторов. Л.: Судпромгиз, 1959.-384 с.

118. Ю.Ф. Баландин, В.Г. Марков. Конструкционные материалы для установок с жидкометаллическими теплоносителями. Л.: Судпрогиз, 1961.-208 с

119. Грушко Я.М. Вредные неорганические соединения в промышленных выбросах в атмосферу. Ленинград, Химия, 1987. С. 192.

120. Таблицы физических величин: Справочник. Под. ред. И.К. Кикоина. М.: Атомиздат. 1976.

121. Соболев И.А., Тимофеев Е.М., Ожован М.И. и др. Подземное захоронение высокоактивных источников ионизирующего излучения. Препринт, 1-46. М.: ЦНИИатоминформ, 1988. С. 18.

122. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002). М.: 2002.

123. Качалов М.Б., Кащеев В.А., Ожован М.И., Семенов К.Н. Подземное захоронение отработавших источников ионизирующего излучения. Атомная энергия. 1989. Т.66. Вып. 3. С. 197-199.

124. Шубин В.Н., Брусенцова С.А., Никонорова Г.К. * Радиационного) лимеризационная очистка производственных стоков. М.: Атомиздат. 1979. С. 134.

125. Пикаев А.К. Современная радиационная химия. T.l. М.: Наука, 1985, С.585.

126. Nirex-1986-1996. Nucl. Energy. 1987. Vol. 26, №4, P. 196.