Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах

Диссертация: Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

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… Читать ещё >

Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ
  • 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

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 БНразработка классификации РАО по их уровню активности, физико-химической природе, способам переработки и хранения;

— составление материального баланса перерабатываемых ЖРО, низкои 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%) низкои 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 ~ 18 000 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 ВВЭРспецифические ТРО реакторов БНжидкометаллический натриевый теплоноситель, ловушки и адсорберы, содержащие натрийсоставлены 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 низкои среднеактивных ТРО из траншей и критериев выбора технологий переработки РАО, экономическое обоснование выбора способа компактирования и технологий переработки низкоактивных ТРОобоснование 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 данныхна нормативных документах по обращению с радиоактивными отходами, радиационной и экологической безопасности, охране окружающей среды и защите населения и персоналаподтверждена 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, низкои 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 отвержденныхРАО 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 РАОэкономически обосновал технологию компактирования ТРОпредложил комплекс технологии переработки жидких и твердых РАОобосновал необходимость извлечения ТРО из траншей и разработал для этой операции новую технологиюдиссертант 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 храненияматериальные 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 низкои 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.

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 -13 000 м3, активность — низкоактивные ТРО составляют >70%, высокоактивные — 3−4% и около 93% по активности. Основная часть низкои 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 ВВЭРспецифические отходы реакторов БНжидкометаллический теплоноситель — натрий и специальное оборудование (адсорберы, ловушки), содержащее металлический натрий.

3. Составлены материальные балансы перерабатываемых ЖРО, низкои 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 типовобоснована необходимость извлечения и переработки ТРО из траншейэкономически 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 низкои 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 отходамивыбраны, разработаны и обоснованы экономически и экологически технологии переработки и кондиционирования низкои 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 137CsЖРО (декантаты) и шламы неорганической природы составляют по объему -68%, по активности — 86%- ЖРО органической природы — 11% от общего объема ЖРОпульпа — 7−8% по объему и активности.;

— суммарное количество накопленных ТРО — 7550 т (13 000 м3), их активность — 1,9−1015 Бкиз них НАО составляют 70−74%, САО — 22−23%, ВАО — 34%, объем ТРО, размещенных на временное хранение в траншеях- 10 600 м³ (81,5%), по активности — 2,4%;

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

— специфические РАО реактора БН: жидкометаллический натрийспециальное 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 17 700 м³ (12 000 т), суммарная активность -2,45−1015 Бкна заключительном этапе ВиЭ образуется еще около 11 000 т ТРО. Таким образом, общее количество РАО при ВиЭ реактора БН составит >20 000 т (>32 000 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 PWRсоотношение 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 эксплуатациивпервые составлены материальные балансы перерабатываемых ТРО по месту хранения, уровню активности, природе и способу переработкиНАО составляют 90 об.% ТРО, подлежащих переработке, 65% по активностиСА ТРО — 5−6 об.%, 35% по активностинерадиоактивные — 5−6 об.%. Прессуемые ТРО составляют 87% от объема перерабатываемых НАОгорючие — 44%- непрессуемые, неперерабатываемые и крупногабаритные -13%;

— обоснована последовательность переработки НА, С, А и В, А ТРО: в первую очередь перерабатывают НА ТРОВ, А ТРО кондиционируют во вторую очередь, после реконструкции сооружения для хранения ВАОза 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 ЖРОво 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 каменьудаление 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 разс 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 — 10 925 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.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Бюллетень по атомной энергии. 2005. -Вып.1. — С.18.
  2. 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. Г. Б., Кусмарцев Е. В. Реакторы на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат: 1985. 288 с.
  4. А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах/ Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат: 1986. — 623 с.
  5. 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. Ю.Е., Пинхасик М. С., Кузнецов И. А. и др. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат: 1969. -367 с.
  8. М. Натрий, его производство, свойства и применение М.: Гос-атомиздат: 1961−440 с.
  9. В.И., Ивановский М. Н., Арнольдов М. Н. Физико-химические основы применения жидкометаллических теплоносителей— М.: Атомиздат: 1970.-295 с.
  10. Н.И., Симановский Ю. М., Трапезников А. А. Дезактивация в ядерной энергетике М.: Энергоиздат: 1982. — С.212−214.
  11. В.М., Козлов Ф. А. Безопасность парогенераторов натрий-вода.-М.: Энергоатомиздат: 1990- 148 с.
  12. 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. 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.№ 99−917 — 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. B.M. Основные проблемы и принципы вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов: Препринт:/ ВНИПИЭТ-31 800- М.: ЦНИИАтоминформ: 2000−35 с.
  20. 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. В.А. Состав РАО при снятии АЭС с эксплуатации// Изв. вузов. Ядерная энергетика 1995-№ 3 -С.32−37.
  24. .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. 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. 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. Ю.В. Минимизация объема отходов низкой удельной активности на АЭС// Атомная техника за рубежом 1996 — Вып.11- С.3−8.
  36. М.И., Гусев Д. И. и др. Формирование ЖРО АЭС// Сб. „Радиационная безопасность и защита АЭС“. -1984.-Вып.8 С.86−92.
  37. 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. В.М. Технология переработки жидких радиоактивных отходов: Конспект лекций. -JL: ЛТИ им. Ленсовета: 1978. -55 с.
  40. В.В., Егоров Ю. А., Казаков С. В. Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС М.: Энергоатомиздат: 1990 — 222 с.
  41. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. Е.Н., Слепнев В. П. Сорбционные методы дезактивации водных сред// Тез. докл. Междунар.конф. «Радиоактивные отходы. Хранение, транспортирование, переработка». СП6.-1996 — СЛ.
  56. 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. Ю.И., Егоров Ю. В. Неорганические иониты типа фосфата циркония М.: Энергоатомиздат: 1983. -112 с.
  58. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. Л.М. Неорганические сорбенты марки «Термоксид» для ионоселективной очистки радиоактивных растворов: Препринт:/ ПНФ «Термоксид».- г. Заречный, 2003.
  69. 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. 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. 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 51 883−2002. 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 1 049 793, — 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. 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. .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. 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. 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. 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. 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. 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.№ 03−1 549.- СПб, 2003.-211 с.
  87. 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. 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. 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-39 038 533−01/04-БН. -Актау, 2004. — 37 с.
  92. 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. 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. 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. 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-39 038 533−02/04-БН. — Актау, 2004.-19 с.
  97. ГОСТ Р 52 037−2003. Могильники приповерхностные для захоронения радиоактивных отходов. Общие требования. М.: Госстандарт России, 2004. — с.
  98. ОСТ 95 10 517−95. 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. .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. 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.№ 04−4 220.- 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. ISBN5−85 165−366−3. — 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. 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. 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. 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. 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 51 824−2001. 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. 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. 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. 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. Р., Стоке Р. Растворы электролитов / Пер. с англ./ Под ред. акад. А. Н. Фрумкина. М.: Изд-во ИЛ: 1963. — 146 с.
  132. Patents 4 032 614, 4 032 615 USA, G21 °F 9/64- GOID 1/04. Sodium dissolving in electrolytes solutions / Publ.24.06.77.
  133. 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. 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 № 2 200 991 РФ (RU), G21 °F 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 № 2 131 628 РФ (RU), G21 °F 9/64, G01D 1/04.Способ переработки радиоактивных щелочных металлов / Заявл. 31.07.1997.
  137. International Patent № 8 606 266 France, G21 °F 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. 103 106.
  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. 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. C.H., Кочеткова E.A., Налимов Ю. П. и др. Отмывка оборудования от щелочных металлов составами на основе бутилцеллозольва//
  144. 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 № 2 138 867 РФ (RU), G21 °F 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 3 440 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=25M4 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
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!