Переработка кубовых остатков АЭС с использованием селективных сорбентов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.17.02, кандидат технических наук Савкин, Александр Евгеньевич

• Савкин, Александр Евгеньевич
• кандидат технических наук
• 1999

Оглавление диссертации кандидат технических наук Савкин, Александр Евгеньевич

ВВЕДЕНИЕ

1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

1.1. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

1.2. ЖИДКИЕ РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ НА АЭС

1.3. ПРОМЫШЛЕННАЯ ПЕРЕРАБОТКА ЖРО

1.4. НОВЫЕ РАЗРАБОТКИ В ОБЛАСТИ ПЕРЕРАБОТКИ ЖРО

1.5. ОБРАЩЕНИЕ С ВЫСОКОСОЛЕВЫМИ ЖРО 28 1.6 ВЫВОДЫ ПО ЛИТЕРАТУРНОМУ ОБЗОРУ

2. ПРИМЕНЯЕМЫЕ МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЙ

2.1. ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ СЕЛЕКТИВНЫЕ СОРБЕНТЫ

2.2. МЕТОДЫ АНАЛИЗОВ

2.3. ПРОВЕДЕНИЕ ИСПЫТАНИЙ СОРБЕНТОВ В СТАТИЧЕСКИХ И ДИНАМИЧЕСКИХ УСЛОВИЯХ

2.4 ПОКАЗАТЕЛИ ТОЧНОСТИ

3. СОРБЦИЯ РАДИОНУКЛИДОВ ИЗ ИМИТАТОРОВ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ АЭС.

3 1. ОБЩАЯ ЧАСТЬ И ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЙ

3.2. РЕЗУЛЬТАТЫ И ИХ ОБСУЖДЕНИЕ

3.3. ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ

4. ПРОВЕДЕНИЕ ИСПЫТАНИЙ СОРБЕНТОВ НА РЕАЛЬНЫХ

КУБОВЫХ ОСТАТКАХ АЭС

4.1. ОБЩАЯ ЧАСТЬ И ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЙ

4.2. ИСПЫТАНИЯ СОРБЕНТОВ НА АЭС. 49 4.2.1. ПРОВЕДЕНИЕ ИСПЫТАНИЙ НА БАЛАКОВСКОЙ АЭС.

4.2.2. ИСПЫТАНИЯ СОРБЕНТОВ НА КАЛИНИНСКОЙ АЭС

4.2.3. ИСПЫТАНИЯ СОРБЕНТОВ НА ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС

4.2.4. ИСПЫТАНИЯ СОРБЕНТОВ НА ХМЕЛЬНИЦКОЙ АЭС

4.2.5. ПРОВЕДЕНИЕ ИСПЫТАНИЙ СОРБЕНТОВ НА КОЛЬСКОЙ АЭС

4.3. ИСПЫТАНИЯ ПО ПЕРЕРАБОТКЕ ДОННЫХ ОСТАТКОВ

4.4. ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ

5 ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ ВЫДЕЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ

КОРРОЗИОННОГО ПРОИСХОЖДЕНИЯ ИЗ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ

5.1. ОБЩАЯ ЧАСТЬ И ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЙ

5.2. ВЛИЯНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ПАРАМЕТРОВ НА СОРБЦИЮ РАДИОНУКЛИДОВ КОРРОЗИОННОГО ПРОИСХОЖДЕНИЯ

5.3. РЕАГЕНТНЫЕ МЕТОДЫ РАЗРУШЕНИЯ КОМПЛЕКСОВ

5.4. ОЗОНИРОВАНИЕ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ

5.5. ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКОЕ ОКИСЛЕНИЕ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ

5.6. СРАВНИТЕЛЬНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАЗЛИЧНЫХ ОКИСЛИТЕЛЬНЫХ МЕТОДОВ

5.7. ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ 5.

6. ИЗУЧЕНИЕ ВЛИЯНИЯ ОКИСЛЕНИЯ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ НА СОРБЦИЮ ЦЕЗИЯ

7. ХАРАКТЕРИСТИКА ОТХОДОВ, ОБРАЗУЮЩИХСЯ ПРИ ВЫДЕЛЕНИИ РАДИОНУКЛИДОВ ИЗ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ АЭС

8. РАЗРАБОТКА ПРИНЦИПИАЛЬНОЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ СХЕМЫ ПЕРЕРАБОТКИ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ АЭС

9 ИСПЫТАНИЕ ПИЛОТНОЙ УСТАНОВКИ НА КОЛЬСКОЙ АЭС

10. ИСПЫТАНИЕ ПИЛОТНОЙ УСТАНОВКИ НА КОЛЬСКОЙ АЭС

ВЫВОДЫ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Переработка кубовых остатков АЭС с использованием селективных сорбентов»

В ходе эксплуатации атомных реакторов на АЭС России и Украины накоплены огромные количества кубовых остатков. Емкости для их хранения практически на всех станциях заполнены на 70% и более. Сложившаяся ситуация требует срочного разрешения этой проблемы, т.к. возможна остановка реакторов в недалеком будущем из-за отсутствия емкостей для хранения кубового остатка. Используемые на некоторых станциях методы отверждения кубового остатка не могут быть реализованы либо из-за отсутствия хранилищ отвержденного продукта, либо из-за отсутствия установок для переработки кубового остатка. Кроме этого, традиционные методы отверждения (цементирование, битумирование и глубокое упаривание) характеризуются низкими коэффициентами сокращения объема радиоактивных отходов. Используемые для отверждения высокоактивных жидких радиоактивных отходов кальцинация и остекловывание не находят применения из-за недостаточной проработанности процессов для переработки кубовых остатков АЭС и высоких энергозатрат. Поэтому разработка новых методов, позволяющих значительно уменьшить объем отвержденных радиоактивных отходов, является весьма актуальной. Это особенно важно в условиях, когда стоимость захоронения (долговременного хранения) непрерывно возрастает.

Селективная сорбция на ионообменниках считается эффективным методом очистки сбросных вод от нормируемых по ПДК химических токсикантов, в т.ч. и радионуклидов. Использование селективной сорбции позволяет сконцентрировать радионуклиды в малом объеме сорбента, при этом объем вторичных радиоактивных отходов сокращается в сотни раз по сравнению с объемом очищаемых жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Этот метод достаточно широко применяется для малосолевых ЖРО с низким уровнем активности.

Однако в литературе практически отсутствуют данные по использованию этого метода для высокосолевых ЖРО среднего уровня активности, какими являются кубовые остатки. Поэтому целью данной работы является:

• определение принципиальной возможности очистки кубовых остатков АЭС от радионуклидов до нормативных требований с помощью селективных сорбентов;

• инвентаризация кубовых остатков, хранящихся на АЭС России и Украины с реакторами ВВЭР и РБМК;

• изучение влияния различных параметров на выделение радионуклидов селективными сорбентами из высокосолевых растворов, какими являются кубовые остатки АЭС;

• выявление областей применения селективных сорбентов для очистки кубовых остатков различных АЭС;

• определение свойств образующихся при использовании метода селективной сорбции вторичных отходов;

• разработка комбинированной технологической схемы переработки кубовых остатков АЭС, которая позволила бы многократно сократить объем отвержденных кубовых остатков по сравнению с традиционными способами.

Работа проводилась в МосНПО «Радон» и на пяти АЭС стран СНГ по программе работ консорциума 11ас1\¥а81е, в состав которого входят следующие организации. Росэнергоатом, ГП ВНИИАЭС, фирмы Деком инжиниринг и Шкет, а также МосНПО «Радон».

Заключение диссертации по теме «Технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов», Савкин, Александр Евгеньевич

выводы

1. Проведены исследования по выделению 137Сз и 60Со из имитаторов кубовых остатков АЭС с помощью различных селективных неорганических сорбентов. Для проведения испытаний на реальных кубовых остатках АЭС выбраны ферроцианидные сорбенты.

2. Проведена оценка состояния хранения кубовых остатков на пяти АЭС. Кубовый остаток на АЭС с реакторами типа ВВЭР представляет собой двухфазную систему, состоящую из декантата и донного осадка. Доля последнего составляет от 5 до 40 %. На АЭС с реакторами РБМК донный осадок практически отсутствует.

3. На пяти АЭС испытаны селективные сорбенты для очистки от радионуклидов декантата кубового остатка и раствора, полученного при растворении осадка. Установлено, что использование ферроцианидных сорбентов не позволяет очистить кубовый остаток до уровня ДУАнас по НРБ-96 не только от радионуклидов коррозионного происхождении, но и от радионуклидов цезия.

4. Экспериментально подтверждено влияние концентрации ЭДТА на форму нахождения радионуклидов в высокосолевых растворах и коэффициенты распределения. При концентрации ЭДТА > 1Е-03 н сорбция 60Со прекращается.

5. Предложено для перевода радионуклидов в сорбционно активную форму проводить разрушение комплексов, связывающих радионуклиды, методом окисления. Испытаны перманганатное окисление, озонирование и электрохимическое окисление. Установлено, при озонировании и электрохимическом окислении происходит соосаждение радионуклидов коррозионного происхождения на образующемся при окислении осадке оксидов и гидроксидов переходных металлов, присутствующих в кубовых остатках, без введения дополнительного коллектора. При этом происходит очистка от радионуклидов коррозионного происхождения до уровня ниже ДУАнас по нормам НРБ-96.

6. Установлено, что предварительное окисление кубовых остатков повышает эффективность очистки ферроцианидных сорбентов по цезию, а также их ресурс более, чем в 10 раз.

7. Разработан способ переработки кубовых остатков АЭС, заключающийся в озонировании кубового остатка с последующей его фильтрацией и селективной сорбции радионуклидов из фильтрата. Данный способ позволяет сократить объем радиоактивных отходов в 100 и более раз.

8. Предложены способы обращения с вторичными отходами. Осадок со стадии фильтрации цементируют и направляют на долговременное хранение. Отработавший сорбент в фильтрах направляют на долговременное хранение. При необходимости сорбент отверждают непосредственно в фильтре с помощью высокопроникающих цементов. Очищенный от радионуклидов кубовый остаток после отверждения захоранивают на полигоне промышленных отходов.

9. Разработана технологическая схема переработки кубовых остатков АЭС. Основные элементы предложенной технологической схемы реализованы в стендовой установке и успешно испытаны на кубовом остатке Кольской АЭС. Для Кольской АЭС разработан эскизный проект на промышленную установку производительностью 500 л/час. На Курской АЭС по разработанному способу в настоящее время проводится разработка технического проекта на промышленную установку.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Савкин, Александр Евгеньевич, 1999 год

1. Никифоров А.С и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов,- М. Энергоатомиздат. - 1985,- 184с.

2. Регенерация и локализация радиоактивных отходов ядерного топливного цикла./ Егоров H.H., Кудрявцев Е.Г., Никипелов Б.В., Поляков A.C., Захаркин Б.С., Мамаев Л.А.// Атомная энергия,- 1993,- т. 74,- вып. 4,- с. 307 312.

3. Коэн П. Технология воды энергетических реакторов,- М.: Атомиздат 1973,- 328с.

4. Герасимов ВВ., Маргулова Т.Х, Мартынова О.И. Водные режимы тепловых и атомных электростанций,- М.: Высшая школа, 1987.- 400с.

5. Ядерная технология / Шведов В.П., Седов В.М., Рыбальченко И.Л., Власов И.Н. -М.: Атомиздат,- 1979,-336с.

6. Очистка вод атомных станций / Кульский Л.А., Страхов Э.Б., Волошинова А.М., Близнюкова В.А. Киев: Наукова думка - 1979 - 209с.

7. Крутиков П.Г. и др. Химико-технологические режимы вспомогательных контуров АЭС. М.: Энергоатомиздат.- 1983 - 80с.

8. Седов В.М и др. Химическая технология теплоносителей ядерных энергетических установок. -М. Энергоатомиздат 1985,- 312с.

9. Мартынова О.И., Копылов A.C. Водно-химические режимы АЭС, системы их поддержания и контроля. -М.: Энергоатомиздат, 1983 96с.

10. Котов Ю.В. и др. Оборудование атомных электростанций. -М.: Машиностроение.-1982,- 376с.

11. Копылов А.С., Верховский Е.И. Спецводоочистки на атомных электростанциях. -М.: Высшая школа,- 1988,- 208с.

12. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Treatment of Low- and Intermediate-Level Liquid Radioactive Wastes. Technical Reports Series No. 236,- IAEA, Vienna. -1984.

13. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Chemical Precipitation Processes for the Treatment of Aqueous Radioactive Wastes. Technical Reports Series No. 337 IAEA-Vienna.- 1992.

14. CROSS J.E., HOOPER E.W. A Review of Methods for the Decontamination of Alpha-Bearing Waste Streams to Very Low Levels of Activity. Rep. AERE-R-12557.- UKAEA Atomic Energy Research Establishment, Harwell (United Kingdom).- 1987.

15. LEFEVRE J. Les Dechets Nucleaires. Synthesis Book Series. Commissariat al'energie atomique. Eyrolles-Paris.- 1986.

16. IVENS R. Effluent Management at Sellafield. The Next Step.//ATOM July/August, 1990,- p. 13-19.

17. JENKINS I.L. Ion exchange in the nuclear industry with particular reference to actinide and fission product separation, a review. Solvent Extr. Ion Exch No 2, 1984 - p. 1-27.

18. SCHULTZ W W. Ion exchange and adsorption in nuclear chemical engineering. AICLE Symp. Series No. 233,-Vol. 80, 1983,- p. 96-106.

19. NAVRATIL J.D. Ion Exchange Technology in Spent Fuel Reprocessing. RFP-ABST-3639,Rockwell International Corp.- Golden.- CO.- 1985.

20. CARLEY-MACAULY S. Advanced management methods for medium active liquid waste// Radioactive Waste Management Vol. 1- Harwood Academic Publishers for the CEC, Luxembourg - 1981.

21. HOWDEN M.J., MOULDING T.L.J. Progress in the reduction of liquid radioactive discharges from Sellafield", RECOD '87 (Proc. Conf. Paris, 1987).- Vol. 2,- 1987,- p. 1045-1054.

22. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Design and Operation of Evaporators for Radioactive Wastes. Technical Reports Series No. 87 IAEA - Vienna.- 1968.

23. KIBBEY A.H., GODBEE H.W. A State-of-the-Art Report on Low Level Radioactive Waste Treatment. Rep. ORNL-TM-7427.- Oak Ridge National Lab.- TN.- 1980.

24. KEYS M.H., MOORE M.J.C., PLUMB G.R. Application of reduced pressure thermosiphon evaporation in fuel reprocessing". RECOD '87 (Proc. Conf. Paris. 1987).- Vol. 3 -1987,-p. 1155-1164.

25. Drying and pelletizing of nuclear power plant radioactive waste. /KIKUCHI. M., CHINO, K„ KOYAMA, T., ITO, I., YUSA. H., HORIUCHI, S., HAYASffl M. //Waste Management '82 (Proc. Symp. University of Arizona. Tucson. 1982).- Vol. 2, 1982,- p. 601-610.

26. BUCKLEY L P. Demonstration of Spiral Wound Reverse Osmosis for Liquid Waste Processing. Rep. AECL Research Pub. RC-796, COG-92-52.- 1992.

27. VISZLAY J., TOTH S. Operational Experience with a Pilot Ultrafiltration Plant. Paper presented at 1st Int. Seminar PWR Water Chemistry, Balatonfured Hungary.- 1992.

28. GUTMAN R.G. Active Liquid Treatment by a Combination of Precipitation and Membrane Processes, Final Report to the CEC, Rep. AERE-G-3777, UKAEA, Harwell Lab. (United Kingdom).- 1986.

29. PITT W W., HANCHER C.W., PATTON B.D. Biological reduction of nitrates in waste water from nuclear processing using a fluidized-bed bioreactor. Nucl. Chem. Waste Manage. 2, 1981,-p. 57.

30. KALIN M. Long Term Ecological Behavior of Abandoned Uranium Mill Tailings. 1. Synoptic Survey of Invading Biota, Technology Development, Rep. EPS-4-ES-83-1, Environment Canada, Ottawa 1983.

31. KALIN M. Long Term Ecological Behavior of Abandoned Uranium Mill Tailings, 2. Growth Patterns of Indigenous Vegetation on Terrestrial and Semiaqualic Areas. Rep. EPS-3.HA/2, Environment Canada, Ottawa 1984.

32. KALIN M. Ecological engineering applied to base metal and uranium mining wastes. Biohydrometallurgy, Jackson Hole (USA).- 1989 p. 363-368.

33. BOKELUND H. Actinides m intermediate level liquid waste: removal by oxalic acid precipitation followed by cement incorporation and characterization of the final product. Rep. EUR 13250 EN. Commission of the European Communities 1991.

34. PIETRELLI L, TROIANI F. Chemical Treatment of High Level Radioactive Waste produced by an MTR reprocessing plant. Waste Management.- Vol. 10,- N2,- 1990.

35. NAVRATIL J.D. Ion Exchange Technology in Spent Fuel Reprocessing, Rep. RFP-ABST-3639. Rockwell International Corp, Golden. CO.- 1985.

36. MUSCATELLO A C, NAVRATIL J.D. Actinide Removal from Nitric Acid Waste Streams. Rep. RFP-ABST-3939, Rockwell International Corp, Golden, CO.- 1986.

37. LEE D.D. Low level liquid waste decontamination by organic ion exchange. CONF-900802, Paper Nucl. 178, 200 American Chemical Society National Meeting, Washington, D.C.-1990.

38. BRAY L.A. Cesium Recovery using Savannah River Laboratory Resorcinol-Formaldehyde Ion Exchange Resin. Rep. PNL-7273 1990.

39. SAMANTA S.K. Removal of radiocesium from alkaline waste./ paper presented at the National Symposium on Management of Radioactive and Toxic Wastes (SMART 93), Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkarn, India 1993.

40. HOOPER E.W. The application of inorganic ion exchangers to the treatment of alpha-bearing waste streams. IAEA-TECDOC-337. Inorganic Ion Exchangers and Adsorbents for Chemical Processing in the Nuclear Fuel Cycle, IAEA. Vienna 1985,- p. 113-131.

41. Industrial scale removal of cesium with hexacyanoferrate exchanger process development/Harjula R, Lehto Y, Tusa E, Paavola A. // Nucl. Technol.- 1994,- V. 107,- №3,- p. 272-278.

42. Волокнистые сорбенты для очистки жидких сред от радионуклидов цезия. /Стрелко В В., Яценко В.В., Марданенко В.К., Мильгрант В.Г.// Журнал прикладной химии. -1995,- т.68,- вып. 9,- с. 1456 1460.

43. BOKELUND Н. Actinides in intermediate level liquid waste: removal by oxalic acid precipitation followed by cement incorporation and characterization of the Final product. Rep. EUR 13250 EN. Commission of the European Communities -1991.

44. Use of selective sorbents for waste water purification in NPP results from a pilot facility at NPP Balakovo./ Korgagin J., Khubetsov S., Khamianov L., Chrubasik A. // Radioactive Waste Management and Environmental Remediation ASME 1997,- p. 463-464.

45. Мадалоне РФ., Маккленасон. Сорбенты для очистки сточных вод от радионуклидов и других токсичных веществ// Эл. Станции. -1996,- №3,- с. 61-66.

46. COMMISSION OF THE EUROPEAN COMMUNITIES. Research and Development on Radioactive Waste Management and Storage, 2nd Annual Progress Report 1982 of the European Community Programme 1980-1984, Harwood Academic Publishers 1981.

47. LEHTO J., MJETTINEN J.K. Sodium titanate-A highly selective inorganic ion exchanger for Sr.//1AEA-TECDOC-337, Inorganic Ion Exchangers and Adsorbents for Chemical Processing in the Nuclear Fuel Cycle, IAEA. Vienna 1985 - p. 9-18.

48. BRADBURY D., LOGSDAEL D.H., MILLS. A.L. Ion exchange developments in management of CEGB fuel ponds and associated wastes. Solvent Extraction and Ion Exchange in the Nuclear Fuel Cycle. Society of Chemical Industry, Ellis Harwood, Chichester.- 1985.

49. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Waste management research abstract N 16, IAEA/WMRA/16, Vienna.- 1985,- p. 339.

50. TUSA E. Industrial scale removal of cesium with hexacyanoferrate exchanger — process realization and test run". Waste Management '93, (Proc. Symp. University of Arizona, Tucson).- Vol. 2,- 1993.- p. 1687-1691.

51. DOZOL J.F. Application d'Echangeurs Minéraux a la Decontamination d'Effluents Radioactifs FA/MA, Rep. EUR-10675 FR, Commission of the European Communities, Luxembourg 1986.

52. Ступин Д.Ю. Феррат натрия эффективный, промышленно-доступный реагент для обработки радиоактивных и высокотоксичных сточных вод. / Материалы международного конгресса «Вода. Экология и технология», Москва, 6-9 сентября 1994. т.1- с. 284-294.

53. Removal of cesium and strontium from active waste solutions by zeolites //BARC News Lett. -1995. N 131-c. 11, -англ.

54. Evaluation of polyacrylonitrile as a bindning polymer for absorber used to treat liquid radioactive wastes / Sebesta F., John J., Motl A., Stamberg K. //Prepared by Sandia National Laboratories. Contractor report SAND95-2729, 1995.

55. Ti-coated zeolite process aids radioactive cleanup//MRS Bulletin, December 1994.

56. Эффективность очистки жидких радиоактивных отходов неорганическими гранулированными сорбентами /Комаревский В.М., Степанец О.В., Шарыгин JI.M., Матвеев С.А.//Атомная энергия,- т. 79,- вып. 6,- 1995,- с. 419-422.

57. Елагин Ю.П. Успехи и проблемы в сфере обращения с радиоактивными отходами.// Атомная техника за рубежом, 1995,- №10,- с. 3-12.

58. Патент DE № 17 67 999 СЗ, МКИ G 21 F 9/10. Способ обработки радиоактивных сточных вод, Kernkraftwerk RWE-Bayerwerk GmbH , Durrak H.

59. Заявка DE № 26 52 858-А1, МКИ А 62 Д 3/00. Способ иммобилизации радиоактивных ферроцианидных соединений/AJS Energy Research and Development Administration. Shulz, Wendel W.,

60. Заявка ФРГ № 42 32246 Al, МКИ А62 D 3/00. Способ удаления органического вещества. Siemens AG, Munchen, Emmert H., Bege D., Gassen R.

61. Иммобилизация сорбированного на клиноптилолите Cs-137 в шлако щелочном цементном камне (геоцементе). /Коновалов Э.Е., Богданович Н.Г., Груничева Е.А., Кочеткова Е.А.//Ядерная энергетика,- №3,- 1997,- с. 33-35.

62. Вуллам П. Минимизация объема радиоактивных отходов в Великобритании.//Атомная техника за рубежом 1996.- №1,- с. 24-27.

63. SOROKA I. Portland Cement Paste and Concrete. Chemical Publishing, New York.1980.

64. LEAF.M., The Chemistry of Cement and Concretes. Edward Arnold, Glasgow.- 1970.

65. MINDES S.,YOUNG J.F. Concrete. Prentice-Hall, Englewood Cliffs, NJ.- 1981.

66. AMERICAN SOCIETY FOR TESTING AND MATERIALS. Compound Composition Limits for Cement. Spec. CI50-78, ASTM, Philadelphia, PA 1978.

67. PALMER J.D., SMITH D.L.G. The Incorporation of Low- and Medium-Level Radioactive Wastes (Solids and Liquids) in Cement. EUR-10561-EN, Commission of European Communities, Luxembourg 1986.

68. Cement based processes for immobilization of intermediate- level waste./ BROWN O., LEE D.J., PRICE, M.S.T., SMITH, D.L.G. //Radioactive waste Management, British Nuclear Energy Society, London 1985.

69. MIGLEY H. G. The mineralogy of set high-alumina cement. Trans. Br. Ceram. Soc. -V. 66,- N4 1967,-p. 161-187.

70. HUSSEY A.V., ROBSON T.D. High alumina cement as structural material in chemical industry. Birmingham, Society of Chemical Industry.- 1950.

71. CLARK D.E., COLOMBO P, NELSON, R.M Solidification of Oils and Organic Liquids, Rep. BNL-51612, Brookhaven Natl Lab., Upton, NY.- 1982.

72. BROWNSTEIN B., LEVESQUE R.G. Experience with Cement Usage as Binding Agent for Radwaste. Tech. Paper 78-NE-15, American Society of Mechanical Engineers, New York.-1978.

73. POLIVKA M., WILSON C. Proc. Symp. On Expansive Cement Concrete. Rep. SP-38, American Concrete Inst., Detroit, ML- 1973 p. 235.

74. AMERICAN CONCRETE INSTITUTE COMMITTEE 223. Expansive cement concrete Present state of knowledge.// J. Am. Concr. Inst.- V. 67,- N8,- 1970,- p. 583-610.

75. AMERICAN CONCRETE INSTITUTE COMMITTEE 223. Recommended practice for the use of shrinkage-compensating cement.// J. Am. Concr. Inst.- V. 73,- N6,- 1976.- p. 319-339.

76. UCHDCAWA H, ISUKIYAMA K. The hydration of jet cement at 20°C.// Cem. Concr. Res.- V.3,- N3,- 1973,- p. 263-277.

77. PERENCHIO W. Regulated-set cements Application and field problems. New Materials in Concrete Construction. (Proc. Conf. 1971) (SHAH, S.P., Ed ), Univ. Of Illinois, Chicago.- 1972,-p. 12.

78. Entrained Air in Concrete: A Symposium, ACI J., Proc.- V. 42 N 6 - 1946,- p. 610700.

79. BLANKS R.F., CORDON W.A. Practice, experience, and tests with air-entraining agents in making durable concrete, ACI J., Proc.- V. 45 N 6 -1949,- p. 469-488.

80. PORTLAND CEMENT ASSOCIATION. Design and Control of Concrete Mixtures. 12th edn, PCA, Skokee, IL.- 1979.

81. KANTRO D.L. Tricalcium silicate hydration in the presence of various salts, J. Test. Eval- V. 3.-N4.- 1975,-p. 312-321.

82. LIEBER W., RICHRTZ W. Effects of triethanolamine, sugar and boric acid on the setting and hardening of cements. Zem.-Kalk-Gips.- V. 25,- N 9,- 1972,- p. 403-409.

83. RAMACHANDRAN V S. Action of triethanolamine on hydration of tricalcium aluminate. Cem. Concr. Res.- V.3.- N1,- 1973,- p. 41-54.

84. MEHTA P.K. Pozzolanic and cementitious byproducts as mineral mixtures for concrete A critical review. Use of Fly ash, Slags and Silica Fume in Concrete (Proc. Int. Conf. Montebello), Rep. SP-79, ACI, Detroit, ML- 1983.

85. WAGNER H.B. Polymer-modified hydraulic cements. Ind. Eng. Chem. Prod. Res. Gev -VA-N3.- 1965,-p. 191-196.

86. OHAMA Y. Study on Properties and Mix Proportioning of Polymer-Modified Mortars for Buildings. Rep. 65, Building Research Inst.- Tokyo 1973.

87. SCHWEITE H E, LUDWIG V., AACHEN G.S. The influence of plastics dispersions on the properties of cement mortars. Betonstein Ztg.- V.I .- N 35 1969,- p. 7-16.

88. WAGNER H.B., GREMLEY D.G. Interphase effects in polymer-modidfied hydraulic cements, J. Appl. Polym. Sci.- V.22.-N3.- 1978,- p. 821-822.

89. FUHRMANN M., NEILSON R.M., COLOMBO P. A Survey of Agents and Techniques Applicable to the Solidification of Low-Level Radioactive Waste. Rep.BNL-51521, Brookhaven natl lab., Upton, Ny, 1981.

90. CHRISTENSEN H. Cement solidification of BWR and PWR radioactive waste at the Ringhals Nuclear Power Plant. On-Site Management of Power Reactor Wastes (Proc. OECD/NEA-IAEA Symp. Zurich, 1979), Nuclear Energy Agency of the OECD, Paris, 1979.

91. Radioactive waste treatment and disposal techniques / Izumida Tatsuo, Yoshida Tomiharu, Kikuchi Makoto // Hitachi Rev. -1992. -V.41.- N 5,- p.235-240.

92. Решения по минимизации образования, организации сбора и переработке жидких радиоактивных сред в проекте АЭС нового поколения с ВВЭР-640/ Багерман М.Р, Онуфриенко С.В, Французов А.П, Мидовская JI.A. //Теплоэнергетика.- № 12.- 1995 с. 2831.

93. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Bituminization Processes to Condition Radioactive Wastes. Technical Reports Series No. 352, IAEA, Vienna 1993.

94. DEJONGE P. Asphalt conditioning and underground storage of concentrates of medium activity. Peaceful Uses of Atomic Energy (Proc. Int. Conf. Geneva, 1984).- Vol. 14. United Nations, New York.- 1984,- p. 343-349.

95. WASTECHEM CORPORATION. Wastechem Corporation's Volume Reduction and Solidification (VRS) System for Low-Level Radwaste Treatment: Final Report, Rep. DOE/ID/12636-T1, WasteChem Corporation, Paramus, NJ.

96. SADOVNIKOV J. Bituminization of liquid radioactive wastes at nuclear plants in the USSR./ paper presented at the Summer MTG of the American Institute of Chemical Engineers, Denver, CO.- 1988.

97. Установки отверждения жидких отходов низкого и среднего уровня активности. / Давыдов В.И, Костин В.В, Савин JI.H, Брюханов А.Г, Симонов В.И, Добрыгин П.Г, Куликов В.А. //Атом, энергия. 1995. -Т.19 - №6. -с. 429-433.

98. HOSKINS АР. Processing experience with new waste calcining facility, Fuel Reprocessing and Waste Management (Proc. Top. Mtg Jackson Hole, 1984).- Vol. 1, American Nuclear Society, La Grange Park, IL 1984.

99. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Design and Operation of Off-gas Cleaning Systems at High Level Liquid Waste Conditioning Facilities. Technical Reports Series No. 291, IAEA, Vienna.- 1988.

100. Review of the development of waste form conditioning processes in France. /COURTOIS C., MONCOUYOUX J.P., REVERTEGAT E. //Nucl. Technol. -1996.-V.115,- № 2,-p. 198 207.

101. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Design and operation of high level waste vitrification and storage facilities. Technical Reports Series No. 339, IAEA, Vienna. -1992.

102. Ром Г. Технология остекловывания жидких отходов, разработанная в институте ядерных технологий INE (Карлсруе).// Атом. Техн. за рубежом. -1995,- № 10,- с.28-33.

103. PNC commences vitrification experiments using high-level waste at TVF// Atoms Jap-1995.-39.-№ 1.-P.24.

104. PNC produces first vitrification at TVF// Atoms Jap.-1995.-39.-№ 2,- P. 17-18.

105. Оборудование установки остекловывания отходов АЭС в керамической печи прямого нагрева./ Давыдов В.И., Бурдинский В.П., Добрыгин П.Г., Лучников Н.В., Костин В В., Филиппов С.Н., Колупаева Т.И., Раков Н.А. // Атом. Энергия .-1996. 80 - № 3,- с. 219221.

106. MUNX R.J., CHEN G.Q. Vitrification of simulated medium and high level Canadian nuclear waste in a continuous transferred arc plasma melter. JNMM: J. Nucl. Mater. Manag. -1995. -24,- №1,-p.32-38.

107. REEVE K.D., RINGWOOD A.E. The SYNROC process for immobilizing high-level nuclear wastes. Radioactive Waste Management (Proc. Conf. Seattle, 1983).- Vol. 2 IAEA, Vienna.- 1984,- p. 307.

108. Industrial scale removal of cesium with hexacyanoferrate exchanger-process realization and test run / Tusa Esko H., Paavola Asko, Haijula Risto, Lehto Yukka // Nucl. Technol., -1994. -V.107.-N3.-C. 279-284.

109. Краткий курс радиохимии. Под ред. А.В. Николаева. -М: Высшая школа, 1969334 с.

110. Акользин А.П., Бухгалтер Л.Б., Худак В.И. Использование озона в современных системах водоочистки / Известия Академии промышленной экологии. -1996,- №1-2,- с. 5152.

111. Таранушич В. А. Озонокислородное обезвреживание некоторых промышленных стоков химических предприятий./ Изв. Вузов. Сев.-Кавк. Регион. Техн. Н. -1996,- №2,- с. 143-149.

112. Чалаев Д Р., Гусейнов В.К. Очистка геотермальных вод озонированием.// Газовая промышленность 1995 -№10 - с. 31-32.

113. С. von Sonntag. Degradation of aromatics by advanced oxidation processes in water remediation: some basic considerations/J. Water SRT Aqua. -1996,- vol. 45,- № 2,- p. 84 -91.

114. J. Hirotsuji, Yoshitaka K, Tetsuya T. Advanced ozone water treatment technology.

115. Mitsubishi Elec. Adv.- 1996ю -v.74.- p. 24-28.

116. Фотоокисление пестицидов озоном и пероксидом водорода при подготовке питьевой воды./ Гончарук В В., Вакуленко В.Ф., Гречко А.В., Костоглод Н.Ю. // Химия и технология воды. -1995,- т. 17 № 4,- с. 397-410.

117. Очистка производственных стоков/ Под редакцией C.B. Яковлева. -М: Стройиздат 1985,- 336 с.

118. Касаткин А.Г. Основные процессы и аппараты химической технологии. М.: Химия,- 1973,- 754 с.

119. Рамм В.М. Абсорбция газов. М.: Химия-1976,- 655 с.

120. Броунштейн Б.И., Фишбейн Г А. Гидродинамика, массо- и теплообмен в дисперсных средах. Л.: Химия,- 1977,- 279 с.

121. Розен A.M. Масштабный переход в химической технологии. М.: Химия,- 1980.с. 148.

122. Полухин Д А., Орещенко В.М., Морозов В.А. Отработка пневмогидросистем ракет носителей и космических аппаратов с ЖРД. - М.: Машиностроение.- 1987,- 11 с.

123. Нормы радиационной безопасности НРБ-96: Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96 / Госкомсанэпиднадзор России Москва - 1996.

124. International basic safety standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources, Safety Series 115. Vienna, IAEA.-1996.

125. Принципы изъятия источников излучения и видов работ из под регулирующего контроля: Руководство по безопасности. МАГАТЭ Вена - 1989.

126. Classification of Radioactive Waste. A Safety Guide. Safety Series No. 111-G-l.l. IAEA, Vienna 1994.

127. Беспамятное Г.П., Кротов Ю.А. Предельно-допустимые концентрации химических веществ в окружающей среде: Справочник,- Ленинград.: Химия,- 1985,- 376 с.

128. Сахаев В.Г., Щербицкий Б.В. Справочник по охране окружающей среды,- Киев, издательство "Буд1вельник",- 1986,- 152 с.

129. Предельно-допустимые концентрации вредных веществ в воздухе и воде: Справочное пособие,- Ленинград: Химия,- 1972.

130. Разнощик В В. Проектирование и эксплуатация полигонов для твердых бытовых отходов Москва: Стройиздат,- 1981,- 104 с.

131. СНиП 2.01.28-85. Полигоны по обезвреживанию и захоронению токсичных промышленных отходов. Основные положения по проектированию./ Госстрой СССР. -М: ЦИТП Госстроя СССР, 1985. 16 с.

132. Пальгунов П.П., Сумароков М.В. Утилизация промышленных отходов Москва: Стройиздат,- 1990,-352 с.

133. Коузов П.А., Скрябин Л.Я. Методы определения физико-химических свойств промышленных пылей. -Л: Химия. -1983. 256 с.

134. Заявка РФ №97117372/25, МКИ в 21Б 9/06. Способ переработки жидких отходов, содержащих радионуклиды. Дмитриев С.А., Лифанов Ф.А., Нечаев А.Ф., Савкин А.Е., Чечельницкий Г.М., Чугунов А.С., Шибков С.Н. Положительное решение : 28.05.98.