Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Скворцов, Александр Иванович

• Скворцов, Александр Иванович
• кандидат технических наук
• 2007

Оглавление диссертации кандидат технических наук Скворцов, Александр Иванович

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1 ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ И БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ.

1.1 Характеристика реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.

1.2 Основные положения и опыт вывода из эксплуатации АЭС.

ГЛАВА 2 ОБРАЩЕНИЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ НА АЭС.

2.1 Обращение с жидкими радиоактивными отходами.

2.1.1 Характеристика основных способов переработки ЖРО.

2.1.2 Сорбционные методы очистки жидких радиоактивных отходов.

2.1.3 Отверждение ЖРО.

2.2 Способы обращения с твердыми радиоактивными отходами.

2.2.1 Требования к обращению с ТРО.

2.2.2 Характеристика методов переработки ТРО.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах»

Актуальность работы определяется Федеральной целевой программой "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 гг. и на перспективу до 2015 г.", утвержденной Постановлением Правительства РФ от 06.10.2006 г. №605. С целью развития инновационных технологий атомной энергетики программа предусматривает продолжение строительства блока №4 Белоярской АЭС с реактором БН-800 и ввод его в эксплуатацию в 2012 г. Опытный реактор БН-800 предназначен для отработки технологии замкнутого ядерного топливного цикла с использованием смешанного уран-плутониевого (МОКС) топлива. Планируется также выполнение обоснования проекта энергоблока с реактором БН-1800. Развитие технологий с реакторами БН укрепляет лидерство России в этом направлении атомной энергетики.

Однако в проектах первого поколения отечественных реакторов БН действовавшими в то время нормами требования к выводу реакторной установки из эксплуатации и созданию комплексов переработки и кондиционирования радиоактивных отходов не предусматривались. Федеральная программа рассматривает создание мощностей по обращению с радиоактивными отходами и подготовку к выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС как важные задачи совершенствования атомного энергопромышленного комплекса. Для разработки проектов вывода из эксплуатации конкретных блоков АЭС необходимы информационно-аналитическое обеспечение и исходные данные. Таким образом, анализ объемов и состава, методология обращения с радиоактивными отходами (РАО) и разработка технологий переработки и кондиционирования жидких и твердых РАО при выводе из эксплуатации реактора БН приобретают важнейшее значение для отечественной атомной энергетики.

В мировой практике опыт вывода из эксплуатации промышленных реакторов на быстрых нейтронах и комплексной переработки больших объемов РАО, в том числе жидкометаллического натрия, незначителен.- Всего в мире эксплуатировались 9 экспериментальных реакторов-бридеров (6 из них остановлены) и 8 энергетических реакторов (остановлены 6). В настоящее время в Европе находятся в эксплуатации только 2 реактора БН: БН-600 и "Феникс". Сооружение реакторов БН средней мощности с натриевым теплоносителем предполагается в Японии, Индии и Китае. Остановленные реакторные установки в основном законсервированы и хранятся под наблюдением. Переработка отработанного натриевого теплоносителя проводилась в ограниченных масштабах на экспериментальных установках. Следовательно, разработанная методология обращения с РАО и технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и твердых радиоактивных отходов (ТРО) на примере вывода из эксплуатации (ВиЭ) реактора БН-350 будут являться прототипами для обращения с РАО энергетических реакторов БН, охлаждаемых жидким натрием, например, БН-600, БН-800, БН-1800, и могут быть использованы на действующих АЭС с водоохлаждаемыми реакторами, а также в проектах новых энергоблоков.

Целью диссертационной работы является решение научно-технической проблемы, заключающейся в разработке методологии обращения с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах (на примере БН-350), обеспечивающей приведение РАО в безопасное состояние за счет снижения их объемов и кондиционирования в формы, пригодные для длительного хранения, а также экономичность переработки. Для достижения цели ставятся следующие задачи:

- разработка программы проведения комплекса научных исследований, отработки методологии обращения с РАО и технологий их переработки и кондиционирования;

- анализ объемов, состава и уровня активности РАО, накопленных при эксплуатации и образующихся при ВиЭ реактора БН; разработка классификации РАО по их уровню активности, физико-химической природе, способам переработки и хранения;

- составление материального баланса перерабатываемых ЖРО, низко- и среднеактивных ТРО по объемам и типам отходов;

- проведение сравнения характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, оценка особенностей РАО реакторов БН;

- разработка методологии обращения с РАО разных категорий по активности и физико-химическим характеристикам при выводе из эксплуатации реактора БН;

- разработка безопасной технологии извлечения ТРО из траншей;

- разработка комплекса эффективных и безопасных технологий переработки и кондиционирования ЖРО, ТРО и жидкометаллического натриевого теплоносителя реакторов БН.

Научная новизна работы заключается в следующем:

- на основе впервые выполненного анализа объемов, состава и уровня активности радиоактивных отходов реактора БН (на примере БН-350) и разработанной классификации установлено, что в составе ТРО преобладают низкоактивные отходы (НАО) (>70%), высокоактивные составляют 3-4%. Основная часть (80-82%) низко- и среднеактивных ТРО находится в траншейных хранилищах. Декантаты и шламы неорганической природы составляют ~ 70% суммарного объема ЖРО. Объем РАО на 1-м этапе ВиЭ реактора БН ~ 18000 м3, из них ЖРО - 4000 м3; суммарная гамма-активность - 2,4.1015 Бк, основной радионуклид - l37Cs;

- сравнение характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах показало, что состав и уровни активности РАО аналогичны. Определены особенности РАО реакторов БН: объем ЖРО в 2-2,5 раза ниже, ТРО - в 1,5-3 раза выше, чем на реакторах ВВЭР; специфические ТРО реакторов БН -жидкометаллический натриевый теплоноситель, ловушки и адсорберы, содержащие натрий; составлены материальные балансы перерабатываемых ЖРО и ТРО по их объемам, типам, уровню активности, способам обращения.

- ~ разработана методология обращения с РАО, в том числе с жидкоме-таллическим натрием, при ВиЭ реактора на быстрых нейтронах, включающая последовательность переработки РАО разных категорий и типов, обоснование необходимости извлечения и переработки низко- и среднеактивных ТРО из траншей и критериев выбора технологий переработки РАО, экономическое обоснование выбора способа компактирования и технологий переработки низкоактивных ТРО; обоснование экологически безопасной технологии удаления и кондиционирования металлического натрия;

- разработана новая технология извлечения ТРО из траншей с локализацией радиоактивных загрязнений.

Достоверность научных положений и технологических разработок базируется на использовании методов научного анализа и обобщения, статистической обработки данных; на нормативных документах по обращению с радиоактивными отходами, радиационной и экологической безопасности, охране окружающей среды и защите населения и персонала; подтверждена эффективностью предложенных методов и технологий, их апробацией и результатами испытаний.

Практическая ценность работы.

Разработанная методология обращения с РАО, выполненный анализ состава и уровня активности РАО, их классификация и материальный баланс являются существенным вкладом в информационно-аналитическое обеспечение и подготовку исходных данных для разработки проектов ВиЭ и обращения с РАО реакторов БН. Предложенные технологии переработки и кондиционирования ЖРО, низко- и среднеактивных ТРО реактора БН обеспечивают сокращение их объемов в 2-5 раз с получением конечных нерадиоактивных продуктов и упаковок РАО, пригодных для длительного хранения. Новая технология извлечения ТРО из траншей представляет интерес для решения проблемы ликвидации "исторических" траншейных хранилищ. Методология обращения с РАО и комплекс технологий их переработки внедрены в проекты комплексов переработки ЖРО и ТРО БН-350 и хранилища твердых и отвержденных -РАО и могут быть использованы на реакторах БН-600, БН-800 и т.п. и АЭС с водоохлаждаемыми реакторами как при эксплуатации, так и при ВиЭ, а также в проектах новых энергоблоков.

Личный вклад автора включает составление программы научных исследований, технологических и проектно-конструкторских разработок по обращению с РАО применительно к энергетическим установкам с реакторами БН и разработку методологии обращения с РАО при ВиЭ реакторов БН. Автор разработал классификацию и составил материальные балансы РАО; экономически обосновал технологию компактирования ТРО; предложил комплекс технологии переработки жидких и твердых РАО; обосновал необходимость извлечения ТРО из траншей и разработал для этой операции новую технологию; диссертант выполнил сравнительный анализ РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах.

На защиту выносятся:

- характеристики объемов, состава, уровня активности ЖРО и ТРО, классификация РАО реактора БН по их активности, физико-химическим свойствам, способам переработки и хранения; материальные балансы ЖРО и ТРО;

- результаты сравнения характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах и оценки особенностей РАО реакторов БН;

- методология обращения с РАО различных типов и категорий активности;

- обоснование необходимости извлечения и переработки ТРО из траншейных хранилищ и новая технология их извлечения;

- комплекс технологий переработки жидких и твердых низко- и сред-неактивных отходов и жидкометаллического натриевого теплоносителя реактора БН.

Апробация результатов работы. Основные положения работы докладывались и обсуждались на следующих конференциях, семинарах и совещаниях:

- Международном семинаре по выводу из эксплуатации реактора БН-350 (г.Алматы, ЦБЯТ, июль 2000);

4-й Международной конференции "Радиационная безопасность: экология атомной энергетики" (Санкт-Петербург, сентябрь 2001);

Международном совещании по разработке проекта КП ЖРО РУ БН-350 (Санкт-Петербург, январь 2002);

- Форуме "Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах" (г.Обнинск, ГНЦ ФЭИ, декабрь 2003);

Международных совещаниях по проектированию КП ЖРО и ТРО РУ БН-350(г.Актау,май 2004; Санкт-Петербург, июль 2005);

VIII Международной конференции "Безопасность ядерных технологий: экономика безопасности и обращение с источниками ионизирующих излу-чений"(Санкт-Петербург, сентябрь 2005);

Международном техническом совещании по проекту КП ЖРО РУ БН-350, (ЗАО "МЭТР", Москва, сентябрь 2005).

По теме диссертации опубликовано 5 статей, 2 тезиса докладов.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения, выводов и 7 приложений, изложена на 168 страницах основного текста, содержит 22 рис., 39 табл. Список литературы включает 165 наименований.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Скворцов, Александр Иванович

выводы

1. Впервые выполнен анализ объемов, состава и уровней активности РАО, накопленных в течение эксплуатации реактора БН (на примере БН-350), предложена классификация их по уровню активности, физико-химической природе, способам переработки и хранения. Установлено, что объем ЖРО составляет -2750 м3, из них ЖРО и шламы неорганического типа составляют -70%; суммарная гамма-активность - 3,4-1014 Бк.

Объем накопленных ТРО -13000 м3, активность - низкоактивные ТРО составляют >70%, высокоактивные - 3-4% и около 93% по активности. Основная часть низко- и среднеактивных ТРО (80-82%) хранится в траншеях, не соответствующих современным нормативным требованиям.

2. Выполнен сравнительный анализ характеристик РАО, образующихся при эксплуатации реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Показано, что составы ЖРО и ТРО и уровни их активности практически одинаковы. Установлено, что объем ЖРО на реакторах БН в 2-2,5 раза ниже, объем ТРО - в 1,5-3 раза выше, чем на реакторах ВВЭР; специфические отходы реакторов БН -жидкометаллический теплоноситель - натрий и специальное оборудование (адсорберы, ловушки), содержащее металлический натрий.

3. Составлены материальные балансы перерабатываемых ЖРО, низко- и среднеактивных ТРО по их объемам, типам, уровню активности, способам переработки с целью сокращения объемов РАО и разделения их на группы по способам переработки, оценки масштабов переработки.

4. Разработана методология обращения с РАО, в том числе с жидкометал-лическим натрием, при ВиЭ реактора на быстрых нейтронах (на примере БН-350): определена очередность переработки РАО разных категорий и типов; обоснована необходимость извлечения и переработки ТРО из траншей; экономически обоснована технология компактирования низкоактивных ТРО.

5. Предложена технология переработки ЖРО и шламов, включающая озонирование декантатов, фильтрацию осадков, ионоселективную очистку фильтратов от радионуклидов цезия, выпаривание очищенного фильтрата до сухих солей, цементирование шламов и осадков. Опытная проверка технологии показала, что конечный продукт- 9,2 м3 сорбента - содержит -97% суммарной активности. В целом, объем перерабатываемых ЖРО сокращается в 5 раз, с учетом объема упаковки сорбента и отвержденных шламов - в 2 раза.

6. Предложен комплекс технологий переработки и кондиционирования низко- и среднеактивных ТРО. Разработана новая технология извлечения ТРО из траншейных хранилищ. Предложена транспортно-технологическая схема обращения с ТРО, включающая сортировку, фрагментацию, прессование и упаковку ТРО в контейнеры типа НЗК. Объем ТРО сокращается в 3,8 раза, с учетом объема упаковок - в 2 раза. Кондиционирование металлического натрия превращением его в щелочь NaOH и иммобилизацией в виде геоцементного камня увеличивает объем радиоактивных отходов натрия в 2 раза.

7. Разработанная методология обращения с РАО реактора БН и комплекс технологий переработки и кондиционирования РАО внедрены в проекты комплексов переработки жидких и твердых РАО реактора БН-350 и хранилища для безопасного длительного хранения (50 лет) твердых и отвержденных РАО.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В настоящей работе впервые на примере БН-350 проведено исследование состава, структуры и уровня активности РАО реактора на быстрых нейтронах при выводе его из эксплуатации. Определены основные характеристики РАО, накопленных за период эксплуатации и образующихся на первом этапе вывода из эксплуатации. На основе анализа характеристик РАО разработана методология обращения с жидкими и твердыми отходами; выбраны, разработаны и обоснованы экономически и экологически технологии переработки и кондиционирования низко- и среднеактивных РАО. По результатам впервые выполненного сравнительного анализа характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах определены основные особенности РАО быстрых реакторов, образующихся при эксплуатации и в процессе ВиЭ. Результаты работы внедрены в проекты комплексов переработки жидких и твердых РАО реактора БН-350.

Впервые выполненный анализ состава, структуры, уровня активности и способа временного хранения РАО, накопленных при эксплуатации быстро-нейтронного реактора, на примере БН-350, а также разработанная классификация РАО по активности, природе, способам переработки, показали следующее:

- объем накопленных ЖРО, шламов, пульпы ионитов и перлита равен 2730 м3, суммарная у-активность - 3,5-1014Бк, на 99,9% определяется 137Cs; ЖРО (декантаты) и шламы неорганической природы составляют по объему -68%, по активности - 86%; ЖРО органической природы - 11% от общего объема ЖРО; пульпа - 7-8% по объему и активности.;

- суммарное количество накопленных ТРО - 7550 т (13000 м3), их активность - 1,9-1015 Бк; из них НАО составляют 70-74%, САО - 22-23%, ВАО - 34%, объем ТРО, размещенных на временное хранение в траншеях- 10600 м3 (81,5%), по активности - 2,4%;

- 61,5% высокоактивных ТРО размещены в бункерном хранилище, остальные ВАО находятся в зд. реактора и др. сооружениях; суммарная активность ВАО составляет 93% от общей активности ТРО;

- специфические РАО реактора БН: жидкометаллический натрий; специальное высокоактивное оборудование, содержащее металлический натрий;

- оценены объемы РАО, образующихся на 1-м этапе ВиЭ РБН: ЖРО -1000 м3 (кубовые остатки); ТРО - 690 т (990 м3);

- суммарный объем РАО, эксплуатационных и образующихся на 1-м этапе ВиЭ реактора БН составит 17700 м3 (12000 т), суммарная активность -2,45-1015 Бк; на заключительном этапе ВиЭ образуется еще около 11000 т ТРО. Таким образом, общее количество РАО при ВиЭ реактора БН составит >20000 т (>32000 м3), не считая зданий и оборудования для переработки РАО.

По результатам сравнительного анализа характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, накопленных в течение эксплуатации, оценены особенности РАО реакторов БН:

- объемы ЖРО в 2-2,5 раза ниже, чем на водоохлаждаемых реакторах, при близком химическом и радиохимическом составе и уровне активности;

- объемы накопленных ТРО в 1,5-3 раза выше, чем на реакторах ВВЭР и PWR; соотношение ТРО разного уровня активности и структура отходов для реакторов БН и ВВЭР аналогичны, однако для реакторов БН характерно наличие специфических ТРО.

Разработана впервые методология обращения с РАО при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах (на примере БН-350):

- переработка РАО производится на площадке энергоблока, для её осуществления необходима разработка технологий переработки и кондиционирования жидких и твердых РАО, выбор оборудования и сооружение зданий для его размещения;

- научно и экологически обоснована необходимость первоочередного извлечения и переработки ТРО из временных хранилищ. Количество ТРО, подлежащих первоочередному извлечению и переработке, составляет 5500 т (9900 м3) - 75% от количества ТРО, накопленных при эксплуатации; впервые составлены материальные балансы перерабатываемых ТРО по месту хранения, уровню активности, природе и способу переработки; НАО составляют 90 об.% ТРО, подлежащих переработке, 65% по активности; СА ТРО - 5-6 об.%, 35% по активности; нерадиоактивные - 5-6 об.%. Прессуемые ТРО составляют 87% от объема перерабатываемых НАО; горючие - 44%; непрессуемые, неперерабатываемые и крупногабаритные -13%;

- обоснована последовательность переработки НА, С А и В А ТРО: в первую очередь перерабатывают НА ТРО; В А ТРО кондиционируют во вторую очередь, после реконструкции сооружения для хранения ВАО; за это время часть ВАО перейдет в категорию САО и дозозатраты персонала снизятся;

- принята последовательность переработки ЖРО: в первую очередь перерабатывают декантаты и шламы неорганической природы, составляющие 68% от общего объема ЖРО; во вторую очередь, по мере разработки специальных технологий, перерабатывают ЖРО органической природы и пульпу ионитов и перлита.

- переработка и кондиционирование жидкометаллического натрия основаны на взаимодействии натрия с водой в концентрированном растворе NaOH и последующем превращении щелочи в геоцементный камень; удаление остатков натрия из петель контуров предложено производить обработкой парогазовой смесью, из бака реактора - путем пассивации увлажненным углекислым газом с последующей парогазовой обработкой и промывкой водой.

Осуществлен выбор, разработка и опытная проверка технологии переработки ЖРО неорганического типа, включающей операции откачки декантатов из емкостей ХЖРО и последующего размыва и выдачи шлама, озонирование декантатов, двухступенчатую фильтрацию образующихся осадков, двухступенчатую ионоселективную очистку фильтратов от радио-нуклидов цезия, выпаривание очищенных фильтратов до сухих солей. В ионоселективный сорбент Термоксид-35 переходит 97% общей активности перерабатываемых ЖРО и шламов. Шламы и осадки кондиционируют цементированием. Объем перерабатываемых декантатов - 2560 м3, конечный объем сорбента - 9,2 м3; таким,образом, объем декантатов в результате переработки сокращается в 280 раз. Исходный объем шламов - 350 м3, при цементировании объем увеличивается в 1,7 раза.

В целом, объем ЖРО и шламов сокращается в 5 раз; с учетом объема, занимаемого упаковкой, коэффициент сокращения объема перерабатываемых ЖРО составит ~2.

Используемая технология переработки ЖРО применяется и для переработки ЖРО реакторов на тепловых нейтронах.

Разработана оригинальная технология извлечения ТРО из траншейных хранилищ, обеспечивающая локализацию радиоактивных загрязнений с помощью переносного "Укрытия". Предложена транспортно-технологическая схема обращения с ТРО, включающая извлечение ТРО из траншей, сортировку и фрагментацию, прессование, упаковку в контейнер НЗК, транспортирование в контейнерное хранилище. Выбрано оборудование для обращения с ТРО. Коэффициенты сокращения объема отходов: при фрагментации непрессуемых и крупногабаритных ТРО - 2, при прессовании - 5. л л

Исходный объем прессуемых ТРО - 8900 м , конечный объем - 1780 м . Исходный объем непрессуемых ТРО -1816 м3, конечный -910 м3; кроме того л л

САО объемом 208 м . Итого: исходный объем ТРО - 10925 м , конечный объем -2900 м3, сокращение объема ТРО - в 3,8 раза.

С учетом объема 1324 шт. НЗК (4950 м3) для упаковки прессуемых НА л

ТРО и САО, конечный объем составит 5860 м и сокращение объема - в 2 раза.

Отличительной особенностью обращения с ТРО реактора БН является переработка и кондиционирование натриевого теплоносителя 1-го контура: взаимодействие натрия с водой в 69-73 %-ном растворе NaOH с полу-чением конечного продукта в форме твердого щелочного плава (увеличение объема в 1,1 раза) и кондиционированием щелочи в виде геоцементного камня (увеличение объема в 2 раза). Исходный объем натрия - 590 м3, конечный объем - 1300 м3; для упаковки требуется 865 контейнеров общим объемом 3236 м3; общее увеличение объема переработанного натрия - в 5,5 раза.

Безопасность обращения с РАО обеспечивается глубоко эшелонированной защитой, системой физических барьеров, мероприятиями по защите персонала, населения и окружающей среды. Общая коллективная доза облучения персонала при переработке РАО в процессе ВиЭ составит <30 чел.мЗв, индивидуальная доза - не выше 10 мЗв/год, дозы облучения населения не превысят 10 нЗв/год, что значительно ниже минимально значимой дозы. При проектных авариях доза облучения персонала <10 мЗв, населения - 0,1-0,2 мкЗв. Объемная активность воздуха при выбросе в атмосферу значительно ниже ДОАнас. В вентиляционных системах предусмотрены системы очистки технологических сду-вок емкостного оборудования, сдувок от узлов прессования, боксов сортировки ТРО, воздуха помещений, воздуха над вскрываемыми траншеями в "Укрытии". Суммарный газоаэрозольный выброс в атмосферу не превысит 2-105 Бк/сут.

Разработанные методология и технологии обращения с РАО при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах внедрены в проекты комплексов переработки ЖРО и ТРО БН-350, хранилища для безопасного длительного (на 50 лет) хранения твердых и отвержденных РАО.

Капитальные затраты на сооружение зданий КП ЖРО, КП ТРО, здания переработки натрия и оснащения их оборудованием составят около 147 млн. долл., или 40-50% всех капитальных вложений на 1-м этапе ВиЭ. Суммарные текущие затраты на обращение с РАО - -76 млн. долл., что составляет 65-70% всех текущих затрат. Таким образом, общие затраты на обращение с РАО составят -225 млн. долл. или около 50% всех затрат на 1-м этапе ВиЭ реактора на быстрых нейтронах.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Скворцов, Александр Иванович, 2007 год

1. Бюллетень по атомной энергии. 2005. -Вып.1. - С.18.

2. Адамов Е.О., Габараев Ю.А., Ганев И.Х. и др. Потенциал развития и перспективы ядерной энергетики // Атомная энергия. -2003. -Т.95, Вып.2. -С.83-88.

3. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат: 1985. 288 с.

4. Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах/ Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат: 1986. - 623 с.

5. Петросьянц A.M. Проблемы атомной науки и техники/ 4-е изд. М.: Атомиздат: 1979. - 456 с.

6. Химическая технология теплоносителей ядерных энергетических установок / Под ред. В.М.Седова.-М.: Энергоатомиздат: 1985.-311 с.

7. Багдасаров Ю.Е., Пинхасик М.С., Кузнецов И.А. и др. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат: 1969. -367 с.

8. Ситтиг М. Натрий, его производство, свойства и применение М.: Гос-атомиздат: 1961-440 с.

9. Субботин В.И., Ивановский М.Н., Арнольдов М.Н. Физико-химические основы применения жидкометаллических теплоносителей- М.: Атомиздат: 1970.-295 с.

10. Ампелогова Н.И., Симановский Ю.М., Трапезников А.А. Дезактивация в ядерной энергетике М.: Энергоиздат: 1982. - С.212-214.

11. Поплавский В.М., Козлов Ф.А. Безопасность парогенераторов натрий-вода.-М.: Энергоатомиздат: 1990- 148 с.

12. Архипов В.М. Техника работы с натрием на АЭС.-М.: Энергоатомиздат: 1986 135 с.

13. Pulham R., Simm P. Reaction of sodium with water vapour // Proceed. Of Intern. Conf." Liquid Alkali Metals". L.: BNES: 1973.- P.l-38.

14. Богданович Н.Г., Сулим Е.В. и др. Анализ разработок по изучениюгорения натрия и методов его тушения: Обзор:/ФЭИ; ФЭИ-0196.- М.: ЦНИИАтоминформ: 1985.

15. Правила проектирования и безопасной эксплуатации установок, работающих со щелочными металлами. -Обнинск; ФЭИ, 1995. 17 с.

16. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99): СП 2.6.1.799-99.-М.: Минздрав России, 2000.-99 с.

17. Отраслевая концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов: Отчет о НИР: / ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ"; исполн.: Завадский М.И., Шафрова Н.П. и др. инв.№99-00917 - СПб., 2000. - 94 с.

18. IAEA. Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactors; Safety Standards Series: No. WS-G-2.1.- Vienna: IAEA, 1999. 90 c.

19. Симановский B.M. Основные проблемы и принципы вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов: Препринт:/ ВНИПИЭТ-31800- М.: ЦНИИАтоминформ: 2000-35 с.

20. Нечаев А.Ф. Некоторые соображения по поводу вывода из эксплуатации ядерных объектов//Сб.докладов VII Межд. конфер." Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО"- СПб.: PROAtom, 2004.- С.340-342.

21. Обращение с радиоактивными отходами в России и странах с развитой атомной энергетикой / Василенко В.А., Ефимов А.А., Епимахов В.Н. и др.; Под общ. ред. В.А.Василенко. СПб.: ООО "НИЦ "Моринтех": 2005- 304 с.

22. Опыт снятия с эксплуатации ядерных предприятий за рубежом: Обзор:-М.: ЦНИИАтоминформ: 1990-31 с.

23. Черкашин В.А. Состав РАО при снятии АЭС с эксплуатации// Изв. вузов. Ядерная энергетика 1995-№3 -С.32-37.

24. Былкин Б.К., Цыпин С.Г., Хрулев A.JI. Радиационная безопасность демонтажа при снятии с эксплуатации АЭС// Атомная техника за рубежом-1995 -№5 С.9-13.

25. Абагян А.А., Егоров Ю.А. и др. Радиационная безопасность АЭС//

26. Атомная энергия.- 1993,- Т.74, Вып.4. С.274-277.

27. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002): СП 2.6.6.1168-02.- М.: Минздрав РФ, 2002. 86 с.

28. СП АС-03. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций: СанПиН 2.6.1.24-03 М.- М.: Минздрав РФ, 2003.

29. Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций: НП-002-04- М.: ГАН, 2004. 11 с. Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения: НП-058-04- М.: ГАН, 2004.

30. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): СП 2.6.1. 758-99 М.: Минздрав РФ, 1999.- 115 с.

31. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности: НП-019-2000 М.: ГАН, 2000. -16с.

32. Обзор тенденций в области обращения с низко- и среднеактивными отходами: Обзор: / ФГУП ТИ "ВНИПИЭТ"; Сорокин В.Т. СПб., 2004-74 с.

33. МАГАТЭ. Классификация РАО: Серия изданий по безопасности: №111-G-1.1.-Вена, 1996. Принципы обращения с радиоактивными отходами:111.Е-Вена, 1994.

34. Багерман М.Р., Онуфриенко С.В. Французов А.П., Миловская JI.A. Решения по минимизации образования, организации сбора и переработке жидких радиоактивных сред в проекте АЭС нового поколения с ВВЭР// Теплоэнергетика.- 1995-№12 С.28-31.

35. Сивинцев Ю.В. Минимизация объема отходов низкой удельной активности на АЭС// Атомная техника за рубежом 1996 - Вып.11- С.3-8.

36. Грачев М.И., Гусев Д.И. и др. Формирование ЖРО АЭС// Сб. "Радиационная безопасность и защита АЭС". -1984.-Вып.8 С.86-92.

37. Орлова Е.И., Сахарова Р.Г. и др. Сравнительная качественная и количественная оценка ЖРО на АЭС// Сб. "Радиационная безопасность и защита

38. АЭС". -1984.-Bbin.8 С. 114-118.

39. Седов В.М. Технология переработки жидких радиоактивных отходов: Конспект лекций. -JL: ЛТИ им.Ленсовета: 1978. -55 с.

40. Бадяев В.В., Егоров Ю.А., Казаков С.В. Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС М.: Энергоатомиздат: 1990 - 222 с.

41. Коростелев Д.П. Обработка радиоактивных вод и газов на АЭС М.: Энергоатомиздат: 1988 - 152 с.

42. Очистка вод атомных электростанций / Кульский JI.A., Страхов Э.Б., Волошинова A.M., Близнюкова В.А.- Киев: Наукова Думка: 1979 209 с.

43. Кузнецов Ю.В., Щебетковский В.Н., Трусов А.Г. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений. -М.: Атомиздат: 1974. 318 с.

44. ИФХЭ РАН. Метод извлечения l37Cs, 90Sr, 60Со из низкоактивных растворов// Отчет Межведомств, научного совета по радиохимии- М.: РАН, ФААЭ, 2005- С.45-46.

45. ГУП МосНПО "Радон". Методы переработки радиоактивных отходов// Отчет Межведомств, научного совета по радиохимии.- М:, РАН, МАЭ РФ, 2003- С.84-85.

46. Дмитриев С.А., Лифанов Ф.А., Савкин А.Е. Пути разрешения проблемы хранения кубовых остатков на АЭС// Сб. трудов IV Междунар.научно-техн.конф. "Обращение с радиоактивными отходами".- М.: Концерн "Росэнергоатом", 2002- С. 113-120.

47. Панкина Е.Б. Обеспечение экологической безопасности и оптимизация процессов обращения с РАО транспортных ЯЭУ: Автореферат дисс. на со-иск. уч. степ. канд. техн.наук: 05.17.02,- СПб., СПбТИ (ТУ), 2004.

48. Чугунов А.С., Нечаев А.Ф., Рыбкин С.С. Физико-химические аспектыфракционирования ЖРО АЭС// Сб.докладов VII Межд. конфер." Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО"- СПб.: PROAtom, 2004 С.459-462.

49. Шаронов Г.Е., Погодин Р.И. О возможности очистки слабоактивных жидких сбросов АЭС от цезия-137 на гидробиотитовой руде// Радиохимия-1980.-Т.22, Вып.2.~ С.297-301.

50. Коновалов Э.Е., Старков О.Е., Мышковский М.П., Богданович Н.Г. Иммобилизация сорбированного на клиноптилолите Cs-137 в шлакощелочном цементном камне (геоцементе)// Ядерная энергетика. Изв. Высш. Уч.Завед-1997 Вып.З- С.33-35.

51. Succ М., Pfepper G. Investigations of the sorption cesium from acid solutions by various inorganic sorbents// Radiochim. Acta.-1981.-V.29,Nl-P.33-37.

52. Богуславский В.Б., Галкин B.M., Кузьмина P.B. и др. Применение селективных неорганических сорбентов для дезактивации сбросных вод АЭС// Сб." Радиацион. безопасность и защита АЭС".-1987 Вып.12 - С.64-75.

53. Богданович Н.Г., Коновалов Э.Е., Старков О.В. и др. Сорбционное выделение из ЖРО l37Cs и Sr и их иммобилизация в геоцементы// Атомная энергия.- 1998.- Т.84, Вып.1. С. 16-20.

54. Пензин Р.А., Беляков В.Н., Гелис В.М. и др. Технология переработки ЖРО с помощью селективных неорганических сорбентов// Тр.Междун.Семинара ЯО СССР (1990, Мурманск) "Атомная энергетика на море. Безопасность и экология". -М.- РНЦ "КИ".- 1991.- С.355-358.

55. Свентицкий Е.Н., Слепнев В.П. Сорбционные методы дезактивации водных сред// Тез. докл. Междунар.конф. "Радиоактивные отходы. Хранение, транспортирование, переработка". СП6.-1996 - СЛ.

56. Шарыгин Л.М., Моисеев В.Е., Штин А.П. и др. Сорбция осколочных и коррозионных радионуклидов гранулированными фосфатом и гидроксидом циркония// Радиохимия 1984.-Т.26, Вып.2 - С.156-161.

57. Сухарев Ю.И., Егоров Ю.В. Неорганические иониты типа фосфата циркония М.: Энергоатомиздат: 1983. -112 с.

58. Галкин В.М., Шарыгин Л.М., Моисеев В.Е. и др. Исследование физико-химических свойств сферического фосфата циркония, полученного золь-гель методом// ЖПХ,- 1989,- Т.62, №10.- С.2207-2212.

59. Шарыгин Л.М., Моисеев В.Е., Муромский А.Ю. и др. Дезактивация теплоносителя бассейнов выдержки АЭС сорбентом фосфатом циркония// Атомная энергия-1994-1.11, Вып.4. -С.308-313.

60. Комаровский В.М., Степанец О.В., Шарыгин Л.М., Матвеев А.С. Эффективность очистки ЖРО неорганическими гранулированными сорбентами// Атомная энергия-1995 -Т.79, Вып.6. -С.419-422.

61. Шарыгин JI.M., Муромский А.Ю., Моисеев В.Е., Цех А.Р. Испытание селективных неорганических сорбентов Термоксид для доочистки конденсатов выпарных аппаратов Бел АЭС// ЖПХ.-1996.- Т.69, Вып. 12. С.2009-2013.

62. Шарыгин Л.М., Муромский А.Ю., Моисеев В.Е. и др. Испытания селективного сорбента Термоксид-ЗА для очистки от радионуклидов теплоносителя бассейнов выдержки БелАЭС// Атомная энергия-1996- Т.80, Вып.4.-С.279-282.

63. Шарыгин Л.М., Муромский А.Ю., Моисеев В.Е. и др. Глубокая очистка конденсатов выпарных аппаратов АЭС от радионуклидов селективным неорганическим сорбентом// Атомная энергия-1996 -Т.80, Вып.6 -С.478-480.

64. Шарыгин JI.M., Муромский А.Ю., Сараев О.М. и др. Очистка воды бассейнов выдержки ОЯТ с помощью радиационно-стойких сорбентов// Атомная энергия.-200 1.— Т.91, Вып.З С. 126-130.

65. Дубровин B.C. Механизм сорбции радиоцезия на ферроцианидах переходных металлов и их использование в радиохимии: Автореф. дисс. на соиск. уч. степ. канд. хим. наук: 02.00.14: Л., РИ им.В.Г.Хлопина, 1983. - 24 с.

66. Глаголенко Ю.В., Скобцов А.С., Горн В.Ф. и др. Организация промышленного синтеза сорбента Селекс-ЦФН на ПО "Маяк'7/Сб. тез. докл. 3-й Российской конференции по радиохимии "Радиохимия-2000".- СПб.- НПО им.В.Г.Хлопина,- 2000.- С. 167.

67. Панасюгин А.С., Трофименко Н.Е., Машерова Н.П. и др. Сорбция цезия и стронция из минерализованных водных растворов на природных алюмосиликатах, модифицированных ферроцианидами тяжелых металлов// ЖПХ1993.- Т.66, Вып.9- С.2119-2122.

68. Шарыгин Л.М. Неорганические сорбенты марки "Термоксид" для ионоселективной очистки радиоактивных растворов: Препринт:/ ПНФ "Термоксид".- г.Заречный, 2003.

69. Шарыгин Л.М., Муромский А.Ю., Моисеев В.Е. Сорбционная очистка жидких радиоактивных отходов АЭС// Атомная энергия-1997- Т.83, Вып.1-С. 17-23.

70. Шарыгин Л.М., Муромский А.Ю. Новый неорганический сорбент для ионоселективной очистки ЖРО//Атомная энергия.-2000.-Т.89,Вып.2.-С.146-150.

71. Savkin А.Е., Dmitriev S.A., Lifanov F.A. et all. Comparative characteristics of selective sorbents for treatment of the evaporator concentrates// WM'99 conference, Feb. 28 March 4 - Tucson, Arizona, 1999.

72. Био- и фитосорбенты тяжелых металлов. 4.1, Био- и фитосорбенты для дезактивации ЖРО М.:Компания "Сорбэк", 1988- 11 с.

73. Косяков В.Н., Велешко И.Е., Яковлев Н.Г. Последние достижения в применении хитинхитозановых материалов для дезактивации ЖРО// Сб.тезисов докладов 3-й Российской конф. по радиохимии "Радиохимия-2000".- СПб.- НПО им.В.Г.Хлопина.- 2000.- С. 127.

74. ГОСТ Р 51883-2002. Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования М.: Госстандарт России, 2002. - 5 с.

75. Качество компаундов, образующихся при цементировании ЖРО низкого и среднего уровней активности. Технические требования: РД 95 1049793,- М.: ГАН РФ, 2003.-3 с.

76. Рекомендации по установлению критериев приемлемости кондиционированных радиоактивных отходов для их хранения и захоронения: РБ-023-02.- М.: ГАН РФ, 2002. 14 с.

77. Лифанов Ф.А., Корнев В.И., Полканов М.А. и др. Включение радиоактивных донных отложений в стеклоподобные материалы// Сб. тез. докл. 3-й Российской конференции по радиохимии "Радиохимия 2000".- СПб.- НПО им.В.Г.Хлопина.- 2000.- С. 146-147.

78. Структурный анализ системы сбора и переработки радиоактивных отходов ЛАЭС: Отчет о НИР (заключ.): / ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ"; исполн.: Ам-пелогова Н.И., Крицкий В.Г., Солдаткин A.M. и др. инв.№3078, СПб, 1998.

79. Былкин Б.К., Шапошников В.А., Ключников Б.В., Тишков В.М. Обращение с эксплуатационными РАО на Ленинградской АЭС//Экология и атомная энергетика, науч.-техн. сб.: Изд-во ЛАЭС.-2004- Вып.1(14).-С.40-45.

80. Дмитриев С.А., Лифанов Ф.А., Кобелев А.П., Савкин А.Е. Опыт обращения с РАО в МосНПО "Радон"// Сб.докладов VII Межд. конфер." Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО"- СПб.: PROAtom: 2004.- С.213-220.

81. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов: Требования безопасности: НП-020-2000.- М.: ГАН, 2000. 27с.

82. Поляков А.С., Мамаев Л.А., Алексеев А.Н. и др. Практика обращенияс твердыми радиоактивными отходами: Обзор.- М.: ЦНИИАтоминформ.- 1984. -Вып.2(90). 48 с.

83. Дмитриев С.А., Стефановский С.В., Князев И.А., Лифанов Ф.А. Плаз-мохимическая переработка ТРО// Физика и химия обработки материалов.-1993.-№4.- С.65-73.

84. Дмитриев С.А. Лифанов Ф.А., Полканов М.А. и др. Плазменная переработка ТРО среднего уровня активности.// Сб.трудов IV Междун. научно-техн. конфер. "Обращение с радиоактивными отходами". М.- ВНИИАЭС. - 2002.-С.142-151.

85. Кунков Ф.Ф., Горбунов В.А. Электротермическая установка для кондиционирования РАО // Сб.трудов IV Междун. научно-техн. конфер. "Обращение с радиоактивными отходами".- М.- ВНИИАЭС.- 2002.- С.162-167.

86. РУ БН-350. Глава 1. "Основные положения" Проекта вывода из эксплуатации РУ БН-350. Разделы 1,2: Пояснительная записка: / ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ"; исполн.:Симановский В.М., Ямов В.Ю., Скворцов А.И. и др. -Инв.№03-01549.- СПб, 2003.-211 с.

87. Скворцов А.И., Сафутин В.Д., Ямов В.Ю., Завадский М.И. Вывод из эксплуатации РУ БН-350. Опыт проектирования// Сб. тез. докл. Форума "Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах". -Обнинск.- ГНЦ РФ ФЭИ, 2003. С. 121.

88. Скворцов А.И., Сафутин В.Д., Ямов В.Ю., Завадский М.И. Приведение энергоблока БН-350 в состояние безопасного хранения// Атомная энергия,-2005.-Т.98, Вып. 1.-С.73-76.

89. Скворцов А.И. Обращение с радиоактивными отходами при переводе РУ БН-350 на безопасное хранение //Экология и атомная энергетика. Науч.-техн. сб.: Изд-во ЛАЭС. -2005. Вып.1(16). - С.62-67.

90. Письмо ТОО "МАЭК", исх.№01-27-19/359-16.10.03. Исходные данные для проектирования комплекса переработки ЖРО РУ БН-350.

91. Результаты инвентаризации ТРО, накопленных в процессе эксплуатации РУ БН-350: Сводный отчет о НИР: / ТОО "КАТЭП-АЭ"; исполнив аранкин В.И., Середнюк К.П. и др. Инв.№ТРО-39038533-01/04-БН. -Актау,2004. - 37 с.

92. Корчагин Ю.П. Снижение поступлений РАО на АЭС и современные технологии их переработки // Сб.трудов IV Междунар. научно-техн.конф. "Обращение с радиоактивными отходами". М.: Росэнергоатом, 2002,- С.69-73.

93. Кузнецов С.Б. Обращение с радиоактивными отходами Курской АЭС // Сб.трудов IV Междунар. научно-техн.конф. "Обращение с радиоактивными отходами". М.: Росэнергоатом, 2002.- С.32-43.

94. Бабаенко Ю.К., Мельников А.П. Драмарецкий К.В. Проблемы обращения с радиоактивными отходами на НВАЭС // Сб.трудов IV Междунар. научно-техн.конф. "Обращение с радиоактивными отходами". М.: Росэнергоатом, 2002.- С.25-31.

95. Стахив М.Р., Авезниязов С.Р., Зинченко А.Б. Состояние дел с РАО на Кольской АЭС // Сб.трудов IV Междунар. научно-техн.конф. "Обращение с радиоактивными отходами". М.: Росэнергоатом, 2002.- С.74-79.

96. Оценка ТРО, образовавшихся в процессе приведения РУ БН-350 в состояние безопасного хранения: Отчет о НИР: / ТОО "КАТЭП-АЭ"; исполн.: Варанкин В.И., Середнюк К.П и др. Инв.№ТРО-39038533-02/04-БН. - Актау, 2004.-19 с.

97. ГОСТ Р 52037-2003. Могильники приповерхностные для захоронения радиоактивных отходов. Общие требования. М.: Госстандарт России, 2004. - с.

98. ОСТ 95 10517-95. Отраслевой стандарт. Хранилища твердых радиоактивных отходов. Общие требования. М.: 1996. - 28 с.

99. Правила и нормы в области использования атомной энергии в Республике Казахстан. Требования безопасности при сборе, переработке и хранении радиоактивных отходов: ТБ СПХ-2003. Алма-Аты: 2003.

100. Оценка безопасности приповерхностных хранилищ радиоактивных отходов: РБ-011-2000.- М.: ГАН РФ, 2000.

101. Серебряков Б.Е. Расчет миграции радионуклидов из мест захоронения// Атомная энергия.- 1995. Т.79, Вып.5. - С.381-386.

102. Nutzmann G. A simple finite element method for modelling one-dimension water flow and solute transport in variably satured soils// Acta Hydrophys. 1991. -V.35, N1. - P.33-59.

103. Дорожкин А.И., Федоров A.JI., Сорокин B.T. Исследование выхода радионуклидов из приповерхностного хранилища траншейного типа для твердых отходов // Атомная энергия.- 1997. Т.82, Вып.2. - С.104-110.

104. Экономико-экологические аспекты обращения с ТРО при выводе РУ БН-350 из эксплуатации / Скворцов А.И., Сафутин В.Д., Ямов В.Ю. и др. //Доклад на Междунар. конф. "Безопасность ядерных технологий-2005: экономика безопасности". СПб.: 2005. - DVD.

105. Обзор существующих технологий для кондиционирования и хранения ТРО и выбор технологий и основного оборудования для КП ТРО РУ БН-350: Отчет о НИР: / ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ"; исполн.: Скворцов А.И., Немцова

106. А.В., Кузьмина Г.Н. и др. инв.№04-04220.- СПб, 2004. - 109 с.

107. Очистка узлов от натрия и радиоактивности /Пер. с англ.-М.: Атом-издат: 1974. Вып. 1-3.

108. Specialists Meeting on sodium removal and decontamination.- Vienna: IAEA: 1976. c.

109. Abrams C.S. e.a. Development of disposal method and burial criteria for radioactive sodium wastes // Proceed, of LIMET-84.- L.- 1984.- V.2, P. 165-170.

110. Методы отмывки и дезактивации оборудования, обезвреживания и утилизации отходов натриевого теплоносителя БН-реакторов: Обзор: / ГНЦ РФ НИИАР; исполн.: Штында Ю.Е., Поляков В.И. ISBN5-85165-366-3. - Димит-ровград, 1998. - 57 с.

111. Обзор технологий и выбор методов удаления остатков натрия из основных контуров РУ БН-350 при выводе из эксплуатации: Отчет о НИР: / ОАО "КАТЭП"; исполн.: Назаренко П.И., Тихомиров Л.Н., Тажибаева И.Л. и др.-АлмаАты, 2003. 92 с.

112. Савкин А.Е., Дмитриев С.А., Лифанов Ф.А. и др. Возможность применения сорбционного метода для очистки жидких радиоактивных отходов АЭС// Радиохимия. 1999. - Т.41, Вып.2. - С. 172-176.

113. Дмитриев С.А., Савкин А.Е., Варлаков А.П. и др. Переработка жидких радиоактивных концентратов Первой в мире АЭС// Сб.докладов VII Межд.конфер." Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО"- СПб.: PROAtom: 2004,- С.209-212.

114. Исследования режимов переработки ЖРО реактора БН-350: Отчет о НИР:/ ТОО КАТЭП-АЭ, РАОТЕХ; исполн.: Лифанов Ф.А., Балдов А.Н., Савкин А.Е. и др. Актау, 2001.

115. Горбунова О.А. Цементирование твердых радиоактивных отходов методом пропитки высокопроникающими растворами: Автореф.дисс. на соиск. уч. степ, канд техн. наук: 05-17-02. М., МосНПО "Радон", 2004. - 26 с.

116. Комплекс по переработке жидких неорганических радиоактивных отходов РУ БН-350. Зд. 157, 157А: Общая пояснительная записка. Технико-экономические показатели: / ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ". Инв.№04-3178.- СПб, 2004. - 67 с.

117. Письмо ТОО "МАЭК-Казатомпром", исх.№01-27-13/447 от 17.11.04.

118. Карпачев Ю.А., Рудык Ю.Н., Гусев А.В. Мобильный дистанционно-управляемый комплекс для очистки хранилищ ТРО // Scientief. and Technical Aspects of International Coperation in Chornobyl: Сб.статей/ Вып.2 Славутич: Укратомизд., 2000. - С.216-223.

119. Комплекс по дезактивации и переработке снимаемого с эксплуатации оборудования и металлоотходов БелАЭС: Пояснительная записка: / ОАО "СвердНИИХиммаш"; исполн.: Попов П.П. и др. Свердловск, 1999.- 26 с.

120. Письмо ТОО "КАТЭП" Сметная стоимость строительства КП ТРО РУ БН-350, исх.№2073-Э-1676 от 11.10.06.

121. ГОСТ Р 51824-2001. Контейнеры защитные невозвратные для РАО из конструкционных материалов на основе бетона.- М:, Госстандарт России, 2001.-7 с.

122. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97: НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97). М.: ГАН РФ, 1997.

123. Типовое содержание плана мероприятий по защите персонала в случае аварии на АЭС: НП-015-2000. М.: ГАН РФ, 2000.

124. Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций (ПРБ АС-99): СП 2.6.1.28-2000. М.: РАО "ЕЭС России", 2000.

125. Руководство по установлению допустимых выбросов РАВ в атмосферу. Т.2 (технич. приложения, рекомендации для расчетов): ДВ-98. М.: Госкомэкологии РФ; Минатом РФ, 1999.

126. Крицкий В.Г., Ампелогова Н.И., Скворцов А.И., Крупенникова В.И., Юдин А.П. Повышение эффективности газоочистного оборудования для различного типа АЭС // Экология и атомная энергетика. Научн.-техн. сб.: Изд-во ЛАЭС. 2002. - Вып.1. - С.75-83.

127. Краснояров Н.В., Поляков В.И., Соболев A.M. Система очистки от цезия натриевого теплоносителя РБН // Сб. докл. конфер. "30 лет БАЭС". -Екатеринбург. 1991. - С. 66-71.

128. Hanebeek N., Tusche R., Msika De. et all The development of Cesium Traps for commercial Sodium Cooled FBR // Proc. of IAEA Specialist's Meeting IWGFR. - Karlsruhe, Germany. - 1987. - P.187-190.

129. Olson W.H., Ruther W.E. Controlling Cesium in the Coolant of the EBR1.//Nucl.Technol. 1979. - V.46. - Р.318-322.

130. Мискинова Т.А., Семиренко Л.Г., Надеинский Б.П. О процессе растворения металлического натрия в водных растворах электролитов // ЖФХ. -1972. -Т.46, №4. С.42-45.

131. Робинсон Р., Стоке Р. Растворы электролитов / Пер. с англ./ Под ред. акад. А.Н.Фрумкина. М.: Изд-во ИЛ: 1963. - 146 с.

132. Patents 4032614, 4032615 USA, G21F 9/64; GOID 1/04. Sodium dissolving in electrolytes solutions / Publ.24.06.77.

133. Старков O.B., Богданович Н.Г. и др. Исследование обезвреживания и утилизации радиоактивных отходов натриевого теплоносителя быстрых реакторов // Сб. тезисов докладов "Теплофизика-91".- Обнинск. -1993. С. 207-210.

134. Кривенко П.В., Скурчинская Ж.В., Лавриненко Л.В.и др. Экологически безопасная локализация отходов радиоактивных щелочных элементов в щелочных вяжущих // Цемент. 1993. - №3. - С.31-33.

135. Патент РФ №2200991 РФ (RU), G21F 9/64, G01D 1/04. Способ переработки радиоактивного щелочного металла и устройство для его реализации / Смыков В.Б., Кононюк М.Х., Лукьянов А.А. и др.; Заявл. 23.03.2001.

136. Патент №2131628 РФ (RU), G21F 9/64, G01D 1/04.Способ переработки радиоактивных щелочных металлов / Заявл. 31.07.1997.

137. International Patent №8606266 France, G21F 9/04. Sodium Removal / 30.04.1986.

138. Bohnel K. Decommission of the reactor KNK II // Proc. of the 29th meeting of Int. Work. Group on Fast Reactor in Aktau. Viena: IAEA, 1996/ - P. 103106.

139. De Seroux N., Latge M., Rager M. Contaminated Sodium NOAH process// Proceed, of Techn. Meeting at Phenix Power Station. Marcoule, France/1995/- P.9.

140. Леднев А.И., Клюков Б.П. Исследование, разработка и внедрение технологии водовакуумного способа отмывки оборудования от натрия// Сб. тезисов докладов "Теплофизика-91". Обнинск.- 1993.- С.116-117.

141. Voice Е.Н. The reaction of sodium metal with alcohol // Proceed, of LIMET-84. L.: 1984. - V.2. - P. 157-163.

142. Proceed, of Specialists Meeting on Sodium Removal and Decontamination, Richland. Richland, USA. - 1978.

143. Скоморохова C.H., Кочеткова E.A., Налимов Ю.П. и др. Отмывка оборудования от щелочных металлов составами на основе бутилцеллозольва//

144. Вопросы ат. науки и техники. Сер. яд. техника и технол. 1991. - Вып.6.th

145. Proceed, of 4 Intern. Confer, on Liquid Metal Engin. and Techn.- Paris: Paris Press: 1988. V.l.

146. Masse F., Rodriguez G. Cleaning and Decontamination: Experimental Feedback from PHENIX // IAEA Techn. Committee Meeting. A-ix-eu-PROVENCE. - 1997. -P.35-38.

147. Патент №2138867 РФ (RU), G21F 9/64, G01D 1/04. Отмывка оборудования от щелочных металлов / Заявл. 07.07.1998.

148. СХЕМА УСТАНОВКИ ИОНОСЕЛЕКТИВНОЙ ОЧИСТКИ1. Условные обозначения ;-Арматуры1X1--клапан запорный ручной 1tSg--клапан запорный !с электроприводом

149. С^З—— клапан регулирующий ручнойt-Трубопроводов1 — направление погака ;газообразной среды <направление потока жидиоста•Оборудования1. А.- 1021. НумерацияIпорядковый номер аппарате* номер аппарата

150. А-133/1,2 Насос ЦНА 25/52-251.1/251.1-УЗ, №11 кВт 2 0=25м*ч Н=52м НПОГИДРОМАШ

151. А-132/1,2 Емкость приема фильтрата Vp=4 м1 2 D=1800мм Н=2900мм 252.07.00.00060 Кр.Зввзда

152. А-121/1,2 Насос ЦНА6.3/50-251.1/251.1-УЗ, N=5,5 кВт 2 0=6 чРЫ Н=50 м НПОГИДРОМАШ

153. А-120/1,2 Насос АХ 65-40-200, N=15 кВт 2 0=25м^ч Н=0,5 МПа НПОГИДРОМАШ

154. А-119/1,2 Насос-дозатор НП-16 2 3 Q=0,3 м /ч НПО ЭКОТЕХНИКА

155. А-118/1-3 Емкость приема и контроля очмценной воды Vpi=4 м3 3 Н=2900мм Д=1800мм 2S2.10.M.MOeO Кр.Зввзда

156. А-117/1-3 Линия очистки 3 4^40 л 252.05.00.00060 Кр.Зввзда

157. А-116/1,2 Насос-дозатор НП-16 2 0=0,3 м'/ч нПо ЭКОТЕХНИКА

158. А-115/1,2 Емкость сбора пермеата Vp=4u5 2 Н=2900мм Д=1800 мм 252.07.DO.OOOBO Кр.Зввзда

159. Ь А-114/1.2 Насос перистальтический НП-25 2 Q=1,4 Wl4 НПО ЭКОТЕХНИКА

160. А-113 Емкость сбора шлама Vp=4 м1 1 Н=2900мм Д=1800 мм 252.08.00.000в0 Кр.Зввзда

161. А-112/1,2 Фильтр керамический 2 Q=0.5M^ Н=0.3 МПа нвстачдартиз. Кр.Зввзда

162. А-111/1,2 Фильтр сетчатый 2 Q=25M^4 Кр.3везда

163. А-105 Эжектор 1 Q=25 м3/ч 252.09.00.00060 Кр.Зввзда

164. А-103 ШкафХПО 1 Ш. данные инв. №044)3191 WYT1 ТИ "ВНИПИЭТ

165. А-102/1,2 Насос ЦНА 25/52-251.1/251.1-У}, N=11 кВт 2 Q=25 м*ч Н=52 м НПОГИДРОМАШ

166. А-101/1,2 Приемная емкость Vp=4 Mj 2 Н=2900мм Д=1800мм 252.02.00.00060 Кр.Зввзда

167. N апп. на очи» НАИМЕНОВАНИЕ Кол*с мрактаристма Ппмиаиаимв1. Спецификация 470

168. СХЕМА УСТАНОВКИ КОНДИЦИНИРОВАНИЯ СОЛЕВОГО РАСТВОРА-to да. ►1120/U