Создание и применение радиационностойких полимерминеральных консервантов для захоронения радиоактивных отходов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Лобанов, Николай Сергеевич

• Лобанов, Николай Сергеевич
• кандидат технических наук
• 2008

Оглавление диссертации кандидат технических наук Лобанов, Николай Сергеевич

ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

Решение вопросов консервации и захоронения РАО в настоящее время.

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1 ИССЛЕДОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ

КОМПАУНДОВ ДЛЯ ИММОБИЛИЗАЦИИ ТВЕРДЫХ И ЖИДКИХ РАО.

1.1 Методики исследования.

1.2 Результаты исследования компаунда "Атомик" и его составляющих.

1.3 Создание полимерминеральной матрицы на основе компаунда "Атомик".

1.3.1 Термомеханические испытания.

1.3.2 Физико-механические испытания.

Глава 2 ЗАХОРОНЕНИЕ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА 2.1 Методики исследования

2.1.1 Оценка степени радиоактивного загрязнения графита из кладок реакторов типа РБМК.

2.1.2 Определение величины выщелачивания активности радионуклидов из не законсервированных и законсервированных образцов реакторного графита.

2.2 Характеристика реакторного графита на примере кернов из графитовой кладки, блоков графитовой колонны

2.2.1 Оценка удельной активности облученных образцов графита на примере кернов и графитовых блоков кладок реактора РБМК.

2.2.2 Эксперимент на выщелачивание с образцами облученного графита из графитовой колонны.

2.2.3 Расчет скоростей выхода 137Сб из образца реакторного графита.

2.2.4 Исследование кинетики радиационного газовыделения из реакторного графита при гамма-облучении в вакууме и на воздухе.

2.2.5 Хроматографический анализ газообразных продуктов, выходящих из облученного реакторного графита при дополнительном гамма-облучении.124.

2.2.6 Исследование кинетики изменения веса реакторного графита при гамма-облучении на воздухе и в азоте.

Глава 3 ОСОБЕННОСТИ КОНСЕРВАЦИИ ПОВЕРХНОСТЕЙ

МЕТАЛЛИЧЕСКИХ ИЗДЕЛИЙ ПОКРЫТИЯМИ НА ОСНОВЕ КОМПАУНДА "АТОМИК".

3.1 Методики исследования.

3.2 Результаты исследования адгезионной прочности полимерных покрытий на основе компаунда "Атомик" к металлической Поверхности.

Глава 4 ПРИМЕНЕНИЕ ПОЛИМЕРМИНЕРАЛЬНОЙ МАТРИЦЫ ДЛЯ КОНСЕРВАЦИИ ЖИДКИХ РАО

4.1 Особенности состава полимерминеральной матрицы для консервации жидких РАО.

4 Л .1 Влияние воды в составе полимерминеральной матрицы и водной среды при ее получении, отверждении и облучении на эксплуатационные свойства.

4.2 Использование полимерминеральной матрицы для консервации сорбента радионуклидов "Микотон" во влажном состоянии.

4.3 Консервация ЖРО в полимерминеральную матрицу.

4.4 Использование клеев на основе полимерминеральной матрицы для ремонтных работ в хранилище отработанного ядерного топлива.158.

Глава 5 ВОЗМОЖНОСТЬ СОЗДАНИЯ НОВЫХ КОМПАУНДОВ

НА ОСНОВЕ СМОЛЫ ЭД-20, И ОТВЕРДИТЕЛЕЙ Л-19, ПЭПА, МФДА И ФА ДЛЯ КОНСЕРВАЦИИ РАО.

5-1. Термомеханические испытания.

5-2. Радиационное газовыделение.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Создание и применение радиационностойких полимерминеральных консервантов для захоронения радиоактивных отходов»

Долговременная и гарантированная изоляция радиоактивных отходов (РАО) от биосферы является весьма важной проблемой, от решения которой зависит развитие ядерной энергетики. Среди задач, до сих пор не получивших окончательного решения,, следует выделить разработку промышленных методов отверждения различных типов РАО в целях получения механически, химически и радиационно-стойких композиций.

При выполнении настоящей работы основное внимание было уделено вопросам консервации реакторного графита, изделий из металла и концентратов, полученных в результате очистки жидких среднеактивных отходов (CAO) и низкоактивных отходов (НАО). Одним из широко используемых способов консервации CAO и НАО является битумирование. К достоинствам этого процесса относятся непроницаёмость, пластичность, достаточная химическая инертность, невысокая стоимость. Однако горючесть этого материала ограничивает возможность его использования.

В последнее время особое внимание уделяется разработке процессов, в которых битум заменяют искусственными полимерами. Метод полимеризации оказался достаточно удобным для консервации отработанных ионообменников. Для его осуществления возможно использование аппаратурного оформления аналогично применяемого при битумировании.

Наиболее простым способом консервации отходов является заключение их в цементы. Процесс цементирования привлекает простотой аппаратурных решений и низкой стоимостью. Однако присущая цементным составам пористость, разрушение гидратных связей (обеспечивающих прочность) в отверженных цементных составах при воздействии радиации и значительная выщелачиваемость радионуклидов из законсервированных в цементы РАО, ограничивает их применение.

Несмотря на ряд предложенных и практически осуществляемых способов консервации радиоактивных отходов с использованием полимерных материалов, работы в этом направлении не нашли своего окончательного решения.

Наиболее приемлемой с технической точки зрения является полимерминеральная матрица (ПММ) на основе эпоксидного компаунда холодного отверждения "Атомик", выпускаемого ЗАО «ЭНПЦ ЭПИТАЛ по ТУ 2257-998-18826195-01 (низкая стоимость, доступность, простота аппаратурного оформления). Однако прямое применение "Атомик" для консервации деталей из реакторного графита и металлов на воздухе и в водной среде, а также жидких концентратов от очистки CAO и РАО затруднено по техническим соображениям.

Для консервации РАО, находящихся при повышенных температурах рассмотрена возможность использования эпоксидных компаундов на основе смолы ЭД-20, имеющих температуру стеклования выше температуры стеклования компаунда "Атомик".

Целью настоящей работы являлось создание рецептур радиационностойких полимерминеральных консервантов, исследование их радиационной стойкости и способов консервации CAO и НАО.

Для достижения этой цели было необходимо решить следующие задачи:

Разработать методики исследования эксплуатационных свойств и радиационной стойкости полимерных консервантов.

Разработать методики исследования радиационной стойкости и радиоактивной загрязненности объектов, подлежащих консервации (на примере реакторного графита).

Исследовать влияние на радиационную стойкость и эксплуатационные свойства компаунда "Атомик" содержания отвердителя, минеральных наполнителей, модифицирующих добавок, условий отверждения и эксплуатации.

Исследовать влияние на радиационную стойкость и эксплуатационные свойства компаундов на основе смолы ЭД-20 концентрации различных отвердителей, используемых для отверждения смолы ЭД-20, температуры и времени отверждения

Исследовать компаунды, предложенные в качестве консервантов РАО, на реальных радиоактивно-загрязненных твердых (реакторный графит) и жидких водно-солевых радиоактивных отходах.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Лобанов, Николай Сергеевич

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. Исследована радиационная стойкость компаунда "Атомик." 1.1. Установлена высокая радиационная стойкость компаунда холодного отверждения "Атомик" на основании результатов исследования влияния дозы гамма-облучения до 30000 Мрад на его эксплуатационные свойства. При облучении до дозы 15000 Мрад прочность компаунда при сжатии увеличивается с 75 МПа 82 МПа. Облучение более высокими дозами привело к снижению прочности (при дозе 30000 Мрад - 19 МПа).

1.2 Радиационно-химический выход газов радиолиза из компаунда

О 1

Атомик" составляет 1,5x10" см/град, что почти на порядок меньше радиационно-химического выхода газов из эпоксидного компаунда, отвержденного радиацонностойким фталиевым ангидридом.

1.3 Из образцов реакторного графита законсервированных компаундом "Атомик" при исследовании выщелачивания не было обнаружено выделения радиоактивности в воду.

1.4 Предложено использовать компаунд "Атомик" в качестве полимерной составляющей консервантов ТРАО и ЖРАО.

2 Создана ПММ и исследованы ее физико-механические свойства и радиационная стойкость.

2.1 .Предложены рецептуры и исследованы до дозы гамма-облучения

3600 Мрад основные эксплуатационные свойства радиационно-стойкой полимерминеральной матрицы (ПММ), в состав которой входит компаунд "Атомик", минеральные добавки и для снижения вязкости активный разбавитель фурфурол. Применение ПММ позволяет технологично и надежно осуществлять процесс консервации ТРАО, загруженных в емкости. Показана возможность применения ПММ (на примере реакторного графита) для консервации среднеактивных РАО в сухом и влажном состоянии и под водой.

2.2 Прочность ПММ при облучении на воздухе и в воде увеличивается с дозой облучения (до 1,5-2 раза при дозе облучения 3600 Мрад).

2.3 Показана возможность использовать ПММ для проведения работ по консервации РАО и по герметизации различных объектов под водой. Прочность на сжатие ПММ состава 100-50-10ф-100ц-100м-100б полученной, отвержденной и облученной в воде увеличилась после облучения дозой 3600

Мрад с 70 до 85 МПа.

2. Предложена рецептура цементно-полимерной композиции для выполнения работ по консервации измельченных фрагментов реакторных графитовых блоков, колец, графитовой просыпи и других радиоактивных отходов в сухом и во влажном состоянии (Патент на изобретение №2295787)

2 5 ПММ отличается невысокой стоимостью; стоимость ее на порядок меньше кремнийорганического консерванта "Экор".

В отличие от цементирующих составов имеющих хрупкий характер разрушения, физико-механические свойства ПММ характеризуются пластичностью в исходном и облученном (исследовано до дозы 3600 Мрад) состоянии.

3 Показана возможность применения ПММ в качестве радиационно-стойких клеев и пленочных покрытий на металлической поверхности изделий в условиях мокрой и сухой эксплуатации.

3.1 Адгезионная прочность на отрыв исследованных рецептур ПММ к полированной поверхности изделий из алюминия, циркония, нержавеющей стали и СТ-3, зависит от рецептуры ПММ, температуры и времени ее отверждения. При температуре отверждения 20°С прочность на отрыв находится в пределах от 50 до 110 кг/см2 и с увеличением дозы гамма-облучения в исследованном диапазоне доз (до 3000 Мрад) возрастала. Прочность на отрыв образцов из нержавеющей стали, склеенных ПММ (100-38-50м) после облучении до дозы 1800 Мрад увеличилась с 70 до 179 кг/см2. 3.2 Дополнительный прогрев, после отверждения при комнатной температуре, приводит к увеличеншо прочности на отрыв полимерного покрытия. Прогрев образцов клеевых соединений (состав ПММ 100-38-100(м)) при 60 °С привел к увеличению адгезионой прочности в -1,5 раза.

3.3 Придание металлической поверхности изделий шероховатости —способствует увеличению прочности на отрыв пленочного покрытия от металлической поверхности. Прочность покрытия на отрыв к полированной поверхности образцов из циркония — 95 кг/см", а после окисления поверхности при 800°С в течение 2 и 4 часов - соответственно 140 и 160 кг/см".

3.4 Показано, что с дозой облучения толщина полимерного покрытия на металлической поверхности уменьшается. Введение минерального наполнителя (сажа) в полимерную составляющую покрытия увеличивает его радиационную стойкость. При дозе 10000 Мрад уменьшение толщины покрытия с сажевым наполнителем было в два раза меньше, чем покрытия без наполнителя.

4. Исследовано влияние различных добавок на эксплуатационные свойства ПММ. j

4.1 Установлено, что ПММ содержащая в своем составе бентонит, может применяться для консервации среднеактивных водно-солевых ЖРО. Предложена технология консервации ЖРО смешиванием их с ПММ в емкости. Физико-механические испытания образцов показали, что до дозы 1000 Мрад прочность на сжатие не уменьшалась и составляла -150 кг/см . "

4.2 Испытание на выщелачивание образца, моделирующего отвержденный радиоактивный водно-солевой растворов в ПММ, содержащийся в бочке с открытой торцевой поверхностью, показало отсутствие активности в воде в течение двух месяцев.

4.3 Предложенная технология консервации ЖРО успешно применяется в ИРМТРНЦ"КИ."

5 Исследованы новые виды компаундов на основе эпоксидной смолы ЭД-20.

5.1 Предложено для консервации среднеактивных РАО, находящихся при температуре около 100 °С, применять компаунды на основе эпоксидной смолы и фталиевого ангидрида. ♦

5.2 Из исследованных эпоксидных компаундов, отвержденных ПЭПА, МФДА, JI-19, ФА, эпокиднофталиевоангидридные компаунды имеют достаточно высокую радиационную стойкость, теплостойкость, незначительное радиационное газовыделение и допустимую токсичность.

5.3 Исследование влияния температуры на радиационное газовыделение эпоксидных компаундов показало, что температура стеклования является параметром определяющим радиационную стойкость полимеров, т.к. при температурах выше Tg существенно увеличивается скорость радиационно-деструктивных процессов, сопровождающихся увеличением скорости радиационного газовыделения. к

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Лобанов, Николай Сергеевич, 2008 год

1. Велихов Е.П., Пономарев-Степной H.H., Волков В.Г. и др. Реабилитация радиоактивно загрязненных объектов на территории РНЦ "Курчатовский институт". Атомная энергия, 2007,-т.102, No 5,-С.300 - С.306.

2. Толковый словарь терминов по управлению радиоактивными отходами / Пер.ст. Radioactive waste management glossary. 2003 edition. IAEA, Vienna, 2003.54c

3. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СГЮРО-2002) СП 2.6.6.1168-02.

4. Управление отходами низкого уровня во Франции / Пер.ст. F.Jaco. The management of low level waste in France. Int. Symp. on Disposal of Low Activity Radioactive Waste., Cordoba, Spain, 13-17 December 20004, IAEA, June 2005. -16c

5. Удаление радиоактивных отходов низкой активности. Труды международного симпозиума / Пер.ст. Disposal of Low Activity Radioactive Waste. Proceedings of an International Symposium, Cordoba, Spain, 13-17 December 2004, IAEA, June 2005. 477c.

6. Чечеткин Ю.В., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. Самара: Самар. Дом печати, 2000. -248с.

7. Сообщение 10.1. (03.07.2000) Используемые или планируемые методы обработки радиоактивных отходов низкого или промежуточного уровня активности в различных странах/ Пер. ст. Report 10.1 : Processing L/LW-SL. Created 2000-03-07, -8c.

8. Инновационные технологии обработки и кондиционирования на ядерно-энергетических установках/ Пер. ст. Innovative waste treatment and conditioning technologies at nuclear power plants. IAEA-TECDOC-1504, IAEA,Vienna, 2006. -57c.

9. Стабилизирующая / отверждающая обработка и реабилитация / Пер.ст. Stabilization / Solidification Treatment and Remediation. US: NET Work STARNET News (Aug 2004). Issiue 5. -C4.

10. Краткая химическая энциклопедия. M.: «Советская энциклопедия». -1967. Т 5. - С.802-803.

11. Минатом / Материалы/ Цементирование радиоактивных отходов. Федеральное агенство по атомной энергии. Атоминформ. Обращение с радиоактивными отходами. Итпернетсообщение www. radwaste. ru/News/Main/view?id=3102

12. Баринов А., Варлаков А. Совершенствование технологии цементирования радиоактивных отходов в ГУЛ МосНПО "Радон". Интернетсообщение www.radon.ru/moscow/cement.htm).

13. Верещинский В.И., Пикаев А.К. Введение в радиационную химию.- М.: Издательство АН СССР, 1963. 407 с.

14. Житников Ю.З. и др. Определение пористости бетонов / Житников Ю.З., Можегов Н.А., Матросова Ю.Н. М.: Измерительная техника. - 2002. - №3. -С.54-57.

15. Бушуев A.B. и др. Экспериментальные исследования радиоактивной загрязненности графитовых кладок реакторов Сибирского химического комбината / Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Зубарев В.Н., Качановский А.Е.,

16. Свойства конструкционных материалов на основе углерода . Справочник под редакцией СоседоваВ.П. М.: Металлургия, 1975.

17. Сибирский химический комбинат. Радиационный паспорт на графитовую кладку ПУГР «И-1» СХК. г. Северск, 1997.

18. Разработка концепции обращения с облученным графитом и его утилизация при выводе АЭС из эксплуатации: Отчет / РНЦ "КИ", М.: 2003.

19. Управление отходами, содержащими тритий и углерод-14 / Пер.ст. Management of waste containing tritium and carbon-14. IAEA, Technical Reports Sériés no 421, IAEA, Vienna, 2004, 120c.

20. Александров В.П. Концепция обращения с реакторным графитом при снятии АЭС с эксплуатации. Отчет / M.: 1992. - 111 с.

21. Проблемы снятия с эксплуатации энергоблоков первой очереди Белоярской АЭС. Екатеринбург: Изд-во Российской Академии наук, Уральское отделение., 1994.

22. Полуэктова Г.Б. и др. Обработка и удаление радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности зарубежных стран/ Полуэктова Г.Б.,Смирнов Н.Д., Соколова И.Д. Обзор ЦНИИАТОМ-Информ.М: 1990 г. С 588.

23. Факторы, учитываемые при выводе из эксплуатации наземной ядерной реакторной установки / Пер.ст.: Factors relavant to the decommissioning of land-based Nucl. Reac. Plant. IAEA Safety sériés №52. IAEA, Vienna, 1980.

24. Методология и технология вывода из эксплуатации ядерных предприятий / Пер.ст.: Metodology and Technology of decommissioning nuclear facilites. IAEA Technical reports series №267. IAEA, Vienna, 1986.

25. Рубулевский В.П. и др. Радиоактивный углерод в биосфере. Под ред. дтн Туркина А.Д. // В.П. Рубулевский , С.П. Голенецкий, Г.С. Кирдин . М.: Атомиздат, 1979. - 250 с.

26. Методы обработки и удаления радиоактивных отходов в Великобритании. Атомная техника за рубежом 1982 N2, стр. 27-33

27. Управление отходами ядерного графита. Труды совещания технического комитета Пер. ст. Nuclear Graphite Waste Management. Proceedings.Technical Committee Meeting held in Manchester, UK, 18-20 Oct. 1999 Full-text of 17 articles.

28. ПЛ. Платонов и др.// П.А. Платонов, У.В. Бурлаков, О.К.Чугунов и др. Расчетно-экспериментальное исследование энергии Вигнера и физических свойств графитовых блоков-вытеснителей каналов СУЗ реактора РБМК. Атомная энергия 94(4) (апрель 2003), стр.270-283

29. П.А.Платонов, О.К.Чугунов. Оценка ресурса графитовых вытеснителей каналов СУЗ энергоблоков Ленинградской АЭС с целью продления срока их службы. Отчет ФГУ РНЦ "Курчатовский институт". М.: 2006,

30. П.А.Платонов, О.К.Чугунов. Исследование запасенной энергии Вигнера во втулках и кольцах каналов СУЗ 1-го энергоблока КуАЭС. Исследование физико-механических свойств графита. Отчет / ФГУ РНЦ "Курчатовский институт". М.: 2005.

31. Моделирование кинетики выделения энергии Вигнера в графите / Пер. ст. Kelly В.Т. Modelling of the kinetics of release of wigner energy in graphite. UKAEA Report NRL-R-2028(5), 1989.

32. Ерошков H.H., Цветков В.И. Проблемы обращения с радиоактивным графитом при снятии с эксплуатации ЯЭУ. СПбГТИ (технический университет), г. Санкт-Петербург. Интернетсообщение www.polar.mephi.ru/ru/conf/1999/Eroshov.html

33. Рудых С.А. Основные направления вывода из эксплуатации ядерных энергетических установок. ФГУП ГИ «ВНИПИЭТ». Иитеунетсообгцениеww.polar.mephi.ru/ru/conf/2004/te2004/econom/ruduh.html

34. В.С.Островский и др. Искусственный графит / В.С.Островский, Ю.С.Вергильев, В.И.Костиков и др. Москва «Металлургия» 1986 г.

35. П.А.Платонов, О.К.Чугунов. Исследование в горячих камерах кернов, высверленных из кладки 2-го энергоблока Ленинградской АЭС в период СПР 2004. Отчет, М.: 2004.

36. Коновалов Э.Е. и др. Переработка реакторного высокотемпературного графита в устойчивые карбидоксидные материалы саморапространяющимся высокотемпературным синтезом. // Атомная энергия. 1988. - т.84. - вып.З. -С.236-239.

37. Техническое задание 3.762 ТЗ на разработку и создание опытно-промышленной установки для СВС-кондиционирования высокотемпературных РАО графита Белоярской АЭС нештатного хранения. М: ФГУП НИКИЭТ им.Н.А.Доллежаля, 2003, 31с.

38. Вывод из эксплуатации ядерно-энергетических установок / Пер.ст. White I.F. Decommissioning of nuclear power plants. In: Proc. of European Conf. Luxemburg 22-24 May 1974, C.327-342.

39. Санжаровский A.T.,Епифанов Г.И Внутренние напряжения в покрытиях. Исследование нормальных внутренних наряжений в пленках нитроцеллюлозы. ВМС том III, №11 ,1961.

40. Санжаровский А.Т.,Епифанов Г.И Исследование процесса формирования механических свойств полимерных покрытий и внутренних напряжений в них. ДАН 1962 142 №2 с 403.

41. Процесс стабилизации / отверждения для смешенных отходов / Пер.ст. Stabilization/ Solidification Process for Mixed Waste. US: FRA 402-R-014. DOE US. (-June 1996).- P. 82

42. Чарлзби А. Ядерные излучения и полимеры. М.: Издательство иностранной литературы, 1962. - 522 с.

43. Своллоу А. Радиационная химия органических соединений М.:Изд. иностранной литературы, 1963. - 396 с.

44. Никитина Т.С. и др. Действие ионизирующих излучений на полимеры / Никитина Т.С., Журавская Е.В., Кузьминский А.С. -М.: Государственное научно-техническое издательство химической литературы, 1959.

45. Болт Р., Кэрролл Дж. Действие радиации на органические материалы. М.: Атомиздат, 1965.

46. Х.Ли, К.Невилл. Справочное руководство по эпоксидным смолам. -М.: "Энергия", 1973.-415 с.

47. Остер-Волков и др. Эпокси-фурановые смолы и некоторые их свойства / Остер-Волков, Мухаммедов, Журавлева. М.: Пластические массы. 1963. - №9. -С. 52.

48. Чернин И.З. и др. Эпоксидные полимеры и композиции/ Чернин И.З., Смехов Ф.М., Жердев Ю.В.—1982 г. с.232.

49. Заявка №1572412, G21 F9/30 (Великобритания) "Способ обработки ТРО"

50. В.В., Путляева И.Е. Мастики, Полимербетоны и полимерсиликаты. М.: Стройиздат. -1976 224 с/

51. Санжаровский А.Т. Методы определения механических и адгезионных свойств полимерных покрытий // Наука. 1971. - 290 с.

52. Санжаровский А.Т. Физико-механические свойства полимерных и лакокрасочных покрытий //Химия. 1978. - 183 с.

53. Санжаровский А.Т. ДАН 1960 т135 №1 Методы расчета внутренних напряжений в полимерных и лакокрасочных покрытиях.

54. Каргин В.А., Соголова Т.И. Влияние молекулярного веса пленкообразующих веществ, растворителей и пластификаторов на напряжения в лаковых покрытиях. М: Химическая промышленность №5, 1957.

55. Санжаровский А.Т.,Епифанов Г.И . Внутренние напряжения в покрытиях. Исследование внутренних напряжений в пленках желатины и ацетилцеллюлозы, нанесенных на твердые подложки. ВМС дом II, №11, i960

56. Дерягин Б.В., Кротова Н.А., Смилга И.П. Адгезия твердых тел. М: Наука, 1973.

57. Григорьева Г.М., Звягина К.Н., Левин Б.А. Полупроводниковые детекторы для измерений мощности дозы гамма-излучения. Отчет ИАЭ, Инв. №35.2/187. -1984.

58. Ухин Н.А., Левин Б.А., Лобанов Н.С. Научно-технический отчет РНЦ "КИ". Пространственные распределения мощности дозы гамма-излучения в облучательных камерах установки РХМ-у-20 Инв.35.2/301. -1995. 25 с.

59. Тагер А.А.Физико-химия полимеров.// М. Гос. Научно-техническое изд-во химлитературы. -1963. -528 с.

60. Горшкович Н.И. Универсальный вискозиметр Геплера. Б. Сов. Энциклопедия 1971, 5с 102.

61. Краткая химическая энциклопедия. Научное издательство "Советская энциклопедия". 1959 TI A-E. С583-586

62. Лобанов Н.С., Зиновьев O.A. Новые детекторы нейтронного, гамма- и рентгеновского излучений // Ж. ПТЭ 2002, №4, -С. 59-62.

63. Перельман В.И. Краткий справочник по химии. Под общей редакцией Некрасова . -1955

64. Чугунов O.K., Лобанов Н.С., «Исследование эксплуатационных свойств компаунда "Атомик". Отчет. РНЦ "КИ"» . Москва, 2000 г.

65. Принцип подбора матриц для включения высокоактивных отходов. Атомная энергия. Том 94, вып.5 май 2003 г.

66. Бушуев А.В., Озерков В.Н. Применение гамма-спектрометрии висследованиях по физике ядерных реакторов//. М. Энергоиздат, 1989. -С140.

67. Свидетельство о проверке источников гамма-излучения типа ОСТИ 13/99/20398.

68. Ю9. ГОСТ 29114-91 ОТХОДЫ РАДИОАКТИВНЫЕ. Метод измеренияхимической устойчивости отвержденных радиоактивных огсодов посредством

69. Technical Committee Meeting held in Manchester, TCM-Manchester. United Kingdom, 18-20 October 1999.

70. Штромбах Я.И., Карпухин В.И., Дубровин К.П., Красиков Е.А., Бирюков

71. А.Ю., Забусов О.О., Невзоров В.Н., Алексеев В.М. Определение параметроввзаимодействия водорода с облученным графитом применительно к проблеметритиевой безопасности термоядерного реактора ИТЭР. Отчет РНЦ " КИ", Москва, 1992 г.