автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Гидротермальная переработка кубовых остатков АЭС

На правах рукописи

05.14.03 -Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук

Москва - 2007

Работа выполнена в Институте химии Дальневосточного отделения РАН

Научный руководитель

доктор химических наук, профессор, академик РАН

Сергиенко Валентин Иванович

Официальные оппоненты

доктор технических наук, профессор Горбатых Валерий Павлович

доктор технических наук Рябчиков Борис Евгеньевич

Ведущая организация

Физико-энергетический институт им. академика А.И. Лейпунского

Защита состоится 14 ноября 2007 г. в 13 час. 00 мин, на заседании диссертационного совета К 201.001.01 при ОАО «Всероссийский научно-исследовательский институг по эксплуатации атомных электростанций» (ОАО «ВНИИАЭС») по адресу: 109507, г. Москва, ул. Ферганская, 25.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОАО «В НИИ АЭС»,

Автореферат разослан 12 октября 2007 г.

Ученьгй Секретарь диссертационного совета

к,т.н., ст.н.с.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

АКТУАЛЬНОСТЬ ПРОБЛЕМЫ Экологическая безопасность работы атомных электростанций (АЭС) во многом определяется уровнем технологий обращения с радиоактивными отходами (РАО) Совершенствование технологии обращения с РАО, одним из важнейших компонентов которых являются жидкие радиоактивные отходы (ЖРО), является, в настоящее время, одной из основных задач обеспечения экологической безопасности работы АЭС Главным требованием экологической безопасности переработки ЖРО, является уменьшение вероятности попадания долгоживущих радионуклидов в окружающую среду, что можно обеспечить, превращая жидкие радиоактивные отходы в твердые радиоактивные отходы (ТРО) При этом объем ТРО, полученных в процессе иммобилизации ЖРО и предназначенных для долговременного хранения, определяет уже экономическую сторону переработки ЖРО Таким образом, основной задачей совершенствования технологий переработки ЖРО является обеспечение надежной иммобилизации ЖРО и сокращение объемов ТРО передаваемых на долговременное хранение При этом следует учитывать, что стоимость долговременного хранения единицы объема ТРО многократно больше стоимости переработки единицы объема ЖРО Наиболее проблематичной в производственном цикле обращения с ЖРО на АЭС является стадия переработки кубовых остатков (КО) спецводоочистки (СВО) АЭС Разработанные к настоящему времени технологии цементирования, битумирования и глубокого упаривания КО не дают существенного уменьшения объемов РАО и приводят к ТРО, не обеспечивающим достаточно безопасного хранения Внедряемая в производство в последнее время технология ион-селективной очистки КО имеет множество недостатков, в первую очередь связанных с используемым в технологии процессом озонирования КО Именно поэтому разработка новых технологий обращения с КО АЭС, позволяющих эффективно перерабатывать КО в ТРО с минимальным объемом передаваемых на долгосрочное хранение РАО, актуальна для обеспечения безопасности работы АЭС и снижения себестоимости обращения с РАО на АЭС

Данная работа выполнена в соответствии с плановой тематикой Института химии ЦЕЛЬ РАБОТЫ заключается в

1 разработке новых способов обращения с КО АЭС и создания на их основе технологии переработки КО АЭС в ТРО, передаваемые на долговременное хранение,

2 испытании разработанной технологии на реальных кубовых остатках АЭС,

3 оценке экономической эффективности разработанной технологии

Для достижения поставленных целей необходимо было решить следующие НАУЧНЫЕ ЗАДАЧИ

• разработать принципиальную схему гидротермальной технологии переработки КО АЭС,

• провести систематические исследования возможностей гидротермальной переработки КО АЭС,

• разработать экономическое обоснование гидротермальной переработки КО АЭС

НАУЧНАЯ НОВИЗНА Гидротермальные технологии в последнее время показали свою перспективность в самых различных областях химической технологии В то же время работ по использованию гидротермальных технологий в очистке жидких радиоактивных отходов до настоящего времени нет Настоящая работа является первой работой в области применения гидротермальных технологий в области обращения с жидкими радиоактивными отходами

ПРАКТИЧЕСКОЕ ЗНАЧЕНИЕ РАБОТЫ На базе полученных научных результатов была создана технология гидротермальной очистки КО АЭС С 05 2006 по 11 2006 г на 1-2 блоках НВАЭС проведены стендовые испытания гидротермальной технологии очистки КО АЭС НА ЗАЩИТУ ВЫНОСЯТСЯ

• Результаты лабораторных, опытных и стендовых испытаний гидротермальной технологии очистки КО АЭС

• Экономические расчеты эффективности гидротермальной технологии переработки КО АЭС

Личный вклад автора Автором разработаны основные положения гидротермальной технологии переработки КО АЭС, проведены расчеты экономической эффективности данной технологии

Апробация работы Результаты работы докладывались на II и III семинарах МАГАТЭ по теме «Обращение с проблемными ЖРО» (Киев, 2005 и Мумбаи (Индия), 2006), на конференции «Радиационная безопасность АЭС» ВНИИАЭС (Москва, 2005), на конференции «Современная химия (Теория, практика) Экология» (Барнаул, 2006), на конференции «Приморские зори» (Владивосток , 2007), КРГ МАГАТЭ «Ядерное наследие СССР на Дальнем Востоке РФ»

Публикации По результатам работы получено два патента РФ, опубликовано 3 статьи и два технических документа МАГАТЭ

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В Главе «Литературный обзор» рассмотрена общая схема образования кубовых остатков в технологических процессах обращения с ЖРО на АЭС, дана краткая химическая и радиохимическая характеристика кубовых остатков выпарных аппаратов СВО АЭС и рассмотрены, как уже используемые в практике, так и разрабатываемые методы переработки кубовых остатков АЭС Поскольку наиболее перспективными методами переработки кубовых остатков являются селективные методы, в которых загрязняющие радионуклиды селективно удаляются из общего солевого раствора, в обзоре уделено специальное внимание селективным сорбентам, позволяющим осуществить такие процессы Кроме того, рассмотрены различные способы жидкофазного окисления растворов, так как одной из основных задач, решаемых в данной работе, является именно разработка нового метода окисления органических компонентов кубового остатка

В главе «Основные принципы гидротермальной переработки кубовых остатков АЭС» в разделе «Экспериментальное исследование извлечения радионуклидов при переработке кубовых остатков АЭС» приведены результаты лабораторных исследований по сорбционной и сорбционно-реагентной очистке кубовых остатков АЭС селективными сорбентами и сорбционно-реагентными материалами Показано, что эффективное извлечение радионуклидов цезия из высокосоленых растворов происходит при использовании целого ряда селективных сорбентов В то же время использование сорбентов и ионообменных смол, селективных к радионуклидам кобальта не приводит к селективной очистке кубовых остатков Показано, что причиной такой устойчивости является прочные комплексы «коррозионных» радионуклидов (главным образом б0Со, а также 54Мп и др ) с органическими лигандами Причем из всех органических комплексообразователей, присутствующих в кубовых остатках основную роль играет этилендиаминтетрауксусная кислота (ЭДТА) Окисление ЭДТА тем или иным способом позволяет решить проблему извлечения радионуклидов кобальта В процессе работы было установлено, что окисление, протекающее при высоких температурах, независимо от типа окислителя намного более эффективно для решения проблемы извлечения радионуклидов кобальта, чем окисление при низких температурах Именно поэтому в дальнейшем была предпринята попытка разработать систему очистки кубового остатка с использованием окисления при температурах выше температуры кипения раствора и соответственно при повышенных давлениях, то есть в гидротермальном режиме

В разделе «Ирнипшша.н.нан схема гидротермальной переработки кубовых остатков АЭС (лабораторные эксперименты)» приведены результаты лабораторных экспериментов изучения гидротермального окисления растворов, моделирующих кубовые остатки. 11а рис. I и 2 показана экспериментальная установка, в которой проводили эксперименты.

Рис I. Лабораторная установка гидротермального окисления

1

14 '

1 1 ь

"7

13

12

Рис. 2. Схема лабораторной установки дли исследования гидротермального окисления; 1- насос для раствора: 2- насос для окислителя; 3,4 - вспомогательные клапаны для промывки насосов; 5 - смеситель; й- регулятор давления; 7- реактор-фильтр; Я -электрическая печь; 9- термопара; 10 - регулятор температуры; 11- теплообменник; 12-дросселирующий клапан.

На рис 3 показаны некоторые экспериментальные результаты окисления систем, содержащих комплексы Со-ЭДТА

-3 мин -6 мин -10 мин

300

Температура реактора, С

Видно, что при достаточно высоких температурах (200 и более °С) при достаточно малых временах пребывания раствора в реакторе происходит значительная очистка растворов от радионуклидов г'°Со

При использовании фильтрации раствора непосредственно в реакторе на слое нерастворимого фильтрующего материала можно значительно повысить эффективность очистки (рис 4)

10000000 | 1000000 ^ 100000 ¡5 10000

0 1000 ! юо

1 10

1

0 200 400 600 объем, мл

—♦—1 мл/мин -т— 2 мл/мин —й—4 мл/мин х 6 мл/мин —ж— исх р-р

Рис 4 Очистка кубовых остатков от радионуклидов кобальта в лабораторной установке при различной скорости потока жидкости через реактор с фильтрующей загрузкой Из рис 4 видно, что при фильтрации через слой магнетита на малых скоростях потока происходит значительная очистка раствора от радионуклидов кобальта В то же время при увеличении скорости потока до некоторого критического значения происходит резкий сброс

накопленной активности Раствор, выходящий из реактора при высокой скорости потока, является тонкой суспензией оксидов железа При этом активность вытекающей суспензии превышает активность исходного раствора

Объяснение этому можно дать, рассматривая следующую модель процесса Окисление комплексов кобальт-ЭДТА и железо-ЭДТА происходит как в объеме раствора, так и на поверхности фильтрующей загрузки При этом часть оксидов, образовавшихся в объеме раствора успевает перекристаллизоваться на поверхности фильтрующей загрузки Причем скорость такой перекристаллизации - ограничена При увеличении скорости потока раствора часть образовавшихся оксидов не успевает перекристаллизовываться и накапливается на фильтрующем слое как шлам После накопления достаточного количества такого оксидного шлама, он срывается с поверхности частиц фильтрующего слоя и выносится в раствор При этом, поскольку образовавшиеся оксиды содержат радионуклиды кобальта, активность раствора увеличивается по сравнению с исходным раствором Связь данного явления со скоростью кристаллизации оксидов на поверхности фильтрующего слоя подтверждает зависимость значения такой «критической» скорости потока от температуры реактора(рис 5)

Рис 5 Зависимость «критической» скорости очистки от температуры

Видно, что с увеличением температуры, когда скорость кристаллизации возрастает, соответственно увеличивается «критическая» скорость фильтрации

Кристаллизацию образующихся оксидов подтверждают АСМ-изображения, полученные для разных стадий отработки засыпки реактора (Рис 6)

На рисунке видно, что гранулярная структура первоначальной загрузки реактора превращается в слоистую структуру оксида, который образуется при окислении комплексов кобальта и железа с ЭДТА

Поверхность частицы с вновь образованными кристаллами

состояние

длина реактора (засыпки)

Поток >

жрп—ï

движущаяся зона "отработавшая" кристаллизации зона

кристаллизации

Исходная засылка

Рнс.й. АСМ-изображение шихты реактора и процессе окисления кубовых остатков Структура образующихся оксидов, как показано реттенофазовымн исследованиями соответствует структуре шпинели.

Пройденные лабораторные эксперименте подтвердили перспективность ги дрт с рм ал ы юй Техно л о] ни при переработке кубовых остатков АЭС.

К разделе «Результаты стендовых испытаний тех mutin и и гидротермальной переработки кубовых остатков 11ВАЭС» приведены результаты сгенЛвых испытали^ гидротермальной технологии, проходивших в мае-ноябре 2006 i на 1-2 блоках ПИА'К' Стендовые испытания проходили н соответствии с программой испытаний № 6/2006/ТОСБЭ/35 от 10 мая 2006 г. Пенями стендовых испытании были:

• Оценка возможностей гидротермальной технологии переработки кубовых остатков АЗС

• Определение оптимальных технологических параметров гидротермальной переработки кубовых остатков АЭС

• Испытание различных катализаторов процесса окисления

• Испытание различных ферроцианидиых сорбентов для очистки кубовых остатков от радионуклидов цезия

• Испытание схемы предочнетки кубовых остатков па ферроннапчлпых фильтрах с" сметаемым вводом очищаемого раствора

Оценки радиационного загрязнения оборудования в J идротермальном процессе Оценки коррозионного разрушения оборудования в гидротермальном процессе IIa рис, 7 приведено принципиальная схема стенда.

1 ^ он», t ишцнкм рзспюром

2 - HasOC ПОДЯЧК Немодных ЖРО. ■ фипьтр дня 1ЖГ#;

4 - НПСОС двухплун»ериыи, * ёмкость С ernennten«.«, í. кшк)нсаг<ф (мчм» дмшия, t - алеюромиый манометр: ít - KDHIiKllIblÜ манометр;

V ■ эпе*гг.юмный регулятор из« f>ee¿i раствора *

лавлемня о систем.

10 • реааоры;

f t - э/геетрспечл:

12 - топяообменммки ЖРО-ЖРО;

13- комцеоой охладитель;

U - инфьватепь "примой",

JS ■ источим* тоаддля 'прямого* магревлтепя,

l¿>-ротамйгрм.

Исходный кубовый остаток (КО) поступает из хранилища жидких отходов (ХЖО) к расходную ёмкость 1 в количестве, достаточном для обеспечения работы установки в «ечеиие смены, Из расходной емкости 1 КО подаётся насосом 2 с точным поддержанием подачи п ферроцианидный фильтр предочистки 3, в котором КОочиишегся от ,37Cs и па вход дотирующею сдвоенного насоса 4 марки Prominent Mela С. Перед насосом установлены ротаметры 16. предназначен л ме дня наблюдения за стабильностью работы обеих плунжерных нар (цилиндров) насоса. Далее КО подаётся на 4-х секционный теплообменник 12 дня подофева за счет теплоты КО, выходящего из реактора. Теплообменник выполнен но системе «труба в трубе» с прогивоточной схемой движения сред и позволяет вернуть в процесс до 80% теплоты. Затем КО поступает через тройник 13 на вход малоинерционной радиационной нечи J4.

Подача обоих цилиндров насоса регулируется бет остановки насоса раздельно в пределах «>j 1 до 15 л/час с ючносгыо 5%. Перекись водорода из расходной ёмкости 5

подаётся на приёмный патрубок двух плунжерного насоса 6. 11а трубопроводах подачи КО и перекиси установлены датчики давления те том стр и чес кою типа КРТ, сигнал от которых поступает на вход измерительно - управляющих блоков ТРМ 202. позволяющих регистрировать и поддерживать постоянное давление в системе установки путём отключения насоса 4. Малоннерннонная печь позволяет достаточно точно Поддерживать заданную температуру протекающей по обогреваемому змеевику жидкости (смесь КО я H;Oj). В реакторе находится катализатор, ограниченный со сторойй входа и выхода раствора плотными сетками во избежание его укоса.

Из реактора очищенный от кобальта КО направляется в теплообменник (2, затем окончательно охлаждается в холодильнике 13 и выходит в сборник обработанного раствора. В холодильнике циркулирует вола из автономной системы охлаждения Давление в установке регулируется игольчатыми клапанами оригинальной конструкции. Раствор после клапана попадает на сорбинонный фильтр №2 лля извлечения остатков L' Cs.

Для обеспечения радиационной безопасности при накоплении радионуклидов предусмотрены датчики у-излучения, кроме того реактор и еорбционные фильтры №1 и №2 расположены вне зоны нахождения оператора. Общий вид стенда приведен на рис,8

Tan ttAhkiiiuuiii'

насосы подкачки HjO;

Ёмкость 11.0 Ёмкость 1ЬО;

контактнык WiUiflMCTf

Тенз< измерител i заилен ш

Рис. 8 Вид стенда при испытаниях на НВ ЮС

Некоторые результаты гидротермальной очистки кубового остатка от радионуклидов кобальта приведены на рис 9 и 10 и в Табл 1 Видно, что при данном объеме реактора эффективность очистки кубового остатка от Со-60 сильно зависит как от температуры процесса, так и от скорости потока кубового остатка Причем повышение температуры процесса позволяет эффективно очищать кубовый остаток при высоких скоростях потока Объем ТРО (отработанные ферроцианидные фильтры и реакторы) в результате переработки составил 0 3% от объема переработанного кубового остатка

Таблица 1

Очистка кубового остатка от радионуклидов цезия и кобальта (активность радионуклидов в исходном кубовом остатке Св-Ш 5 9* 106 Бк/дм3, Со-60 3 7*105 Бк/дм3)

Температура реактора, °С Скорость потока кубового остатка, дм3/час Концентрация перекиси водорода, % Активность очищенного кубового остатка по 60Со, Бк/дм3 Активность Св-Ш, Бк/дм3 Фильтр-1 Активность св-т, Бк/дм3 Фильтр-2

250 5 25 <37 4070 <37

200 10 14 55 4070 <37

190 15 1 5 148 7700 <37

210 7 25 <37 13300 55

Рис 9 Зависимость очистки кубового остатка от скорости потока (С Н202 = 1 7%)

2 4 6 8

Концентрация перекиси водорода,%

Рис 10 Зависимость очистки кубового остатка от концентрации перекиси водорода в растворе (Т=200 °С)

Радиационное загрязнение оборудования гидротермальной установки может стать важным фактором, определяющим возможность использования гидротермальной технологии в промышленной переработке кубовых остатков АЭС В табл 2 приведены результаты измерений радиационного загрязнения отдельных частей гидротермальной установки Видно, что наибольшему радиационному загрязнению подвергаются части аппаратуры, имеющие максимальный температурный градиент в области смешения кубового остатка и перекиси водорода

Таблица 2

Радиационное загрязнение отдельных элементов стенда

Части оборудования Мощность дозы Рабочая

гамма-излучения, мкР/с температура, °с

Теплообменник 1, вход 0 5 40

Теплообменник 1, середина 09 70

Теплообменник 1, выход 07 90

Теплообменник 2,вход 1 4 90

Теплообменник 2, середина 1 3 110

Теплообменник 2, выход 1 9 120

Нагреватель смешанного 4 1 100

потока, вход

Нагреватель смешанного 10 0 160

потока, середина

Нагреватель смешанного 75 180

потока, выход

В Главе 5 «Принципиальная технология гидротермальной переработки кубовых остатков АЭС» рассмотрены особенности технологии переработки кубовых остатков, с использованием стадии гидротермального окисления Общая технологическая схема приведена на рис 11 Она включает предварительную фильтрацию кубовых остатков на механическом фильтре и подачу его на установку (на схеме не показаны) Кубовый остаток подается на стадию предварительной фильтрации, через ферроцианидный фильтр При этом снижается удельная активность кубового остатка примерно до 1% от исходного значения Предварительно очищенный кубовый остаток подается на стадию гидротермального окисления На этой стадии раствор нагревается в теплообменниках до температуры 200-250 °С, смешивается с раствором перекиси водорода и подается в реактор, заполненный катализатором После охлаждения кубовый остаток охлаждается в теплообменнике и подается на окончательную фильтрацию через ферроцианидный фильтр доочистки, на котором доочищается до норм радиационной безопасности Очищенный кубовый остаток подается на цементацию, а отработанные ферроцианидные фильтры и реакторы являются единицами хранения ТРО В главе 5 приведена возможная аппаратурная схема установки для гидротермальной переработки кубового остатка и общие параметры гидротермального процесса

Рис. 11. Принципиальная схема гидротермальной технологии переработки кубового остатка АЭС

Исходный кубовый остаток

Аде кубового остатка 10е Б к/л

А,дсиэ7 10е Бк/л Амсо-ео 104 Бк/л

Фильтрация через фильтр-контейнер с ферроцианидным сорбентом

Снижение А„с»-шВ 10е-10* раз

Соотношение объем защиты/ объем фильтра = 10-30

АуЛ кубового остатка 104 Бк/л

Отработанный фильтр-контейнер является среднеакгивным ТРО Ресурс 20-40 м* кубового

Гидротермальное окисление кубового остатка перекисью > водорода при Т=200-230 С и' Р=80-120атм - - V Снижение Аудсодев 103-104 раз Соотношение объем защиты/ объем фильтра * 2-3. А»д л , кубового остатка 10? Бк/л

Отработанный реактор является среднеакгивным ТРО

ресурс 2040 мэ кубового остатка

Доочистха кубового остатка от радионуклидов цезия Снижение А^ом в { 10-102 раз 4 4 Фильтр без защиты '" А,д кубового остатка менее 10 Бк/л

I

Отработанный фильтр является низкоактивным ТРО

Ресурс 20-40 м' кубового остатка

Цементация очищенного кубового остатка ,

Коэффициент* выщелачивания по основным компонентам менее 10"* г/см2сутки

Цементные блоки, являются

нерадиоактивными и эхологически безопасными отходами

В I лаве 6 «Экономическое обоснование гидротермальной технологии нсрсраГ)01ки кубовых остатков АЭС» рассмотрены экономические аспекты применения гидротермальной технологии переработки кубовых остатков АЭС

Первоначальной стадией обращения с РАО является раздельный сбор отходов по методам их кондиционирования Последующая переработка радиоактивных отходов производится с целью уменьшения объема радиоактивных отходов Уменьшение объема отходов позволяет существенно снизить затраты на строительство хранилищ, транспортировку РАО и их захоронение

Однако фадицнонные технологии кондиционирования ЖРО с использованием цементирования и битумирования приводят к увеличению объема кондиционированных РАО и соответственно к увеличению затрат на хранение, транспортировку и захоронение Кроме юг о, битумный компаунд, содержащий нитраты, является горючим материалом

Предла1аемая в настоящей работе технология гидротермальной переработки ЖРО по толп I существенно сократить объемы отходов, подлежащих захоронению При ее использовании образуются радиоактивные отходы в виде фильтров-контейнеров с ограбошнпыми неорыническимн сорбентами и катализаторами Очищенные от радионуклидов растворы концентрируются до сухих солей, которые размещаются на нолиюнах промышленных отходов Объем кондиционированных РАО, образующихся при использовании данной технологии, в тысячи раз меньше объема исходных ЖРО

Для сравнительной технико-экономической оценки обращения с ЖРО выбраны три технолопш цементирование, битумирование и селективная очистка кубового остатка от радионуклидов с последующим хранением и захоронением кондиционированных отходов Вариант хранения концентратов ЖРО на площадке АЭС противоречит современным требованиям безопасности, н по этой причине не рассматривался

При достигнутых уровнях поступлений ЖРО с учетом среднесрочной программы арошельства новых блоков к 2020 году на площадках АЭС будет накоплено 230 194 м3 концентрированных отходов В результате кондиционирования ЖРО методами цементирования и бтумирования с 25% наполнением радиоактивными солями образуется более 460 500 м3 радиоактивного компаунда Переработка к 2020 году всего объема накопленных и вновь образующихся ЖРО методом селективного выделения радионуклидов с помощью гидротермальной технологии приведет к образованию приблизительно 800 м3 кондиционированных РАО Стоимость установок по переработке ЖРО Расчет ыоимосги уоановок по переработке ЖРО произведен на основании уже существ) юших и ут вержденных установок Предполагается что погрешность в стоимости

создания и эксплуатационных расходов установок из-за специфики условий на различных АЭС не превысит ± 10% Технико-экономические характеристики установок по кондиционированию ЖРО приведены в таблице 3

Предположим, что для переработки 230 294 м3 ЖРО, потребуется 14 лет В этом случае необходимое количество установок с учетом их производительности находим по формуле

Ужро/Р I,

где Ужро - объем перерабатываемых отходов (м3), Р- производительность установок (м3/г), I- время за которое производится переработка (г) Подставив численные значения, получаем необходимое количество установок - 17 (приблизительно по одной установке на АЭС)

Таблица 3

Технико-экономические характеристики установок по кондиционированию ЖРО

Установка Производительность, м3/год Коэффициент уменьшения объема Стоимость создания ** млн руб/г Эксплуатационные расходы, млн руб /г

Установка горячего цементирования 1000 0,3 160,0 6,5

Установка битумирования 1000 0,3 185,0 7,4

Установка гидротермальной очистки ЖРО 1000 250* 170,0 10,0 (с учетом фильтр-контейнеров - 20 шт/г)

* Коэффициент сокращения объема 250 вместо 1000 выбран, исходя из условий, при которых кондиционированные РАО относятся к категории среднеактивных отходов ** Имеются в виду капитальные затраты на ремонт или замену оборудования

Расчет стоимости затрат на обращение с ЖРО проводим по каждой из стадий отдельно Предварительное упаривание является стадией обязательной для всех вариантов кондиционирования ЖРО Поэтому в расчете стоимости стадия упаривания не учитывалась При расчете стоимости по вариантам кондиционирования исходили из годовых затрат на переработку 1000м3 ЖРО (годовая производительность установок) и последующим затратам на обращение с уже кондиционированными продуктами

В соответствии с нормативными документами (НП-019-2000) срок службы установок по кондиционированию РАО должен быть не меньше срока эксплуатации АЭС Принимаем, что время эксплуатации установок составит 45 лет

Стоимость кондиционирования ЖРО

Годовые затраты на кондиционирование ЖРО по вариантам переработки находим по формуле

Сг = Сует Л +С экспл (1)

Где Сг- годовая стоимость переработки 1000м3 с солесодержанием 350 г/л, в млн руб

Сст- стоимость установки, млн руб, 1-время эксплуатации установки, год,

Сэкспл - эксплуатационные расходы, млн руб/год Подставляя значения приведенные в таблице 3 в формулу 1 получаем затраты на кондиционирование 1000м3 ЖРО по вариантам цементирование - 10,1 млн руб, битумирование - 11,5млнруб, гидротермальная технология - 13,8 млн руб Удельные затраты на кондиционирование 1м3 ЖРО можно определить по уравнению

экспл )/р

Где С\д- удельные затраты (себестоимость) на кондиционирование 1 м3 в млн руб/м3, Р- годовая производительность установки по кондиционированию ЖРО, м3/год Таким образом, удельные затраты на кондиционирование 1 м3 ЖРО составят • цементирование - 0,0101млн руб/м3, •битумирование-0,0115млн руб/м3, • гидротермальная технология - 0,0138млн руб/м3, При кондиционировании ЖРО по гидротермальной технологии кроме кондиционированных РАО образуются нерадиоактивные соли, основными составляющими которых являются нитраты и бораты натрия Данные вещества относятся ко второму классу опасности Норматив платы за размещение одной тонны такого рода отходов в пределах установленных лимитов составляет 745,4 рубля При переработке 1000м3 ЖРО

с удельным солесодержанием 350 г/л образуется 350 тонн нерадиоактивных солей Затраты на обращение с ними составят 260 890 рублей, или 260,89 рублей при

переработке одного кубического метра ЖРО Таким образом затраты на кондиционирование методом селективной очистки 1мэ с учетом удельных затрат на обращение с нерадиоактивными солями составит 14 060,89 руб /м3

При кондиционировании 1000м3 ЖРО методом цементирования и битумирования образуется 3330 м3 цементного или битумного компаунда или 16650 шт. 200 литровых бочек или контейнеров в каждом варианте кондиционирования В процессе переработки ЖРО гидротермальной технологией образуется 4м3 кондиционированных РАО или 20 фильтр-контейнеров Кондиционированные отходы подлежат временному хранению на площадке АЭС в специальных хранилищах

Хранение кондиционированных РАО

Удельная стоимость хранилищ и стоимость хранения кондиционированных отходов полученных в вариантах переработки 1000м3 приведены в таблице 4 Стоимость хранения кондиционированных РАО от переработки 1000м3 определено как произведение объема на удельную стоимость хранилища

Таблица 4

Стоимость хранения кондиционированных РАО на АЭС полученных при переработке 1000м3 ЖРО

№ п/п Тип хранилищ Удельная стоимость млн руб/м3 Стоимость хранения кондиционированных РАО полученных из 1000м3 ЖРО, млн руб

цементный битумный гидротермальная очистка

1 ХТРО (хранение в контейнерах) 7,50* 10'2 249,75 249,75 1,50

2 ХБК (наливного типа) 4,00*102 132,20

Как видно из результатов приведенных в таблице 4 наибольшие затраты на хранение приходятся на отходы кондиционированные методами цементирования и битумирования

Стоимость транспортировки и захоронения кондиционированных РАО Стоимость транспортировки и захоронения кондиционированных РАО по выбранным вариантам переработки (цементирование, битумирование, селективная

очистка) находим как произведение объема отходов, образующихся при переработке 1000м3 ЖРО, и удельных затрат на транспортировку и захоронение

Стоимость транспортировки и захоронения РАО, образующихся по вариантам кондиционирования 1000м3 ЖРО, составляют

-цементирование - 361 264 873,50 руб., -битумирование - 361 264 873,50 руб., -гидротермальная очистка - 433 951,80 руб.

-гидротермальная очистка с учетом обращения с нерадиоактивными солями - 694 841,8 руб.

Затраты на обращение с РАО (кондиционирование ЖРО, промежуточное хранение на АЭС, транспортировку и захоронение) можно определить как сумму затрат по каждой из стадий обращения с отходами Стоимость обращения с 1000 м3 ЖРО по каждому варианту их кондиционирования приведены в таблице 5

Таблица 5

Общая стоимость обращения с 1000 м3 ЖРО по вариантам кондиционирования

Стадии обращения с отходами Варианты кондиционирования, млн руб

Цементирование Битумирование Гидротермальная очистка

Кондиционирование 0,010 1000 0,011 5000 0,014 0610

Хранение 249,750 0000 249,750 0000 1,500 0000

Транспортировка и захоронение 361,264 8735 361,264 8735 0,694 8418*

Суммарные затраты 611,024 973 5 611,026 473 5 2,208 902 8

*-с учетом затрат на обращение с нерадиоактивной частью отходов

Анализ затрат на обращение с радиоактивными отходами показывает, что основные затраты производятся на стадиях хранения, транспортирования и захоронения РАО и зависят от объема конечных продуктов Результаты технико-экономической оценки обращения с РАО находятся в хорошем соответствии со структурой затрат западных стран Для сокращения затрат на обращение с РАО предпочтительны технологии кондиционирования, которые приводят к существенному уменьшению объема кондиционированных отходов Актуальность уменьшения объема кондиционированных РАО, направляемых на хранение и последующее захоронение, значительно возрастает с реализацией программы строительства новых АЭС

ВЫВОДЫ

1 Разработан способ окисления кубовых остатков АЭС с использованием гидротермального процесса. Показано, что при гидротермальном окислении

20

кубовых остатков при температурах 200-250 °С органические комплексы, удерживающие коррозионные радионуклиды разрушаются за время менее 10 мин

2 Показано, что при проточном гидротермальном окислении кубовых остатков образуются оксиды переходных металлов, включающие радионуклиды кобальта в кристаллическую структуру

3 Разработана гидротермальная технология переработки кубовых остатков АЭС, включающая предварительную очистку кубового остатка от радионуклидов цезия, гидротермальное окисление в слое оксидного катализатора, доочистку раствора от радионуклидов цезия фильтрацией на слое ферроцианидного сорбента и цементацию очищенного раствора При этом образуется небольшой (менее 1%) объем ТРО (отработанные фильтры и реакторы) и нерадиоактивные промышленные отходы, не требующие специального хранения

4 Проведены стендовые испытания разработанной технологии на кубовых остатках 1-2 блока НВАЭС и показана перспективность использования данной технологии для решения проблем обращения с кубовыми остатками АЭС

5 Проведена оценка экономической эффективности гидротермальной переработки кубовых остатков и показано, что общая стоимость обращения с РАО, включающая кондиционирование, хранение, транспортирование и захоронение при использовании гидротермальной технологии снижается более чем в 200 раз по сравнению с переработкой кубовых остатков цементированием и битумированием

Материалы диссертации опубликованы в следующих работах

Авраменко В А, Добржанский В Г, Сергиенко В И, Шматко С И Способ переработки кубового остатка жидких радиоактивных отходов Патент РФ №2297055 Авраменко В А, Добржанский В Г , Сергиенко В И, Шматко С И Способ переработки жидких радиоактивных отходов Патент РФ №

Avramenko V А, Dmitneva Е А, Dobrzhansky V G , Golikov А Р, Kaplun Е V , Marinin D V, Sergienko VI, Shmatko S I, Voit А V, Zheleznov V V Novel Approaches to "Problematic" LRW Management Cobalt Removal from NPP Evaporator Concentrates / Tech Doc IAEA Venna,2007

Дмитриева E Э, Добржанский В Г, Авраменко В А, Шматко С И Исследование разложения методом ЖФО некоторых органических веществ, содержащихся в сточных водах // Ползуновский вестник - 2006 - №2 -1 - С 334-338

Авраменко В А, Голуб А В , Добржанский В Г, Дмитриева Е Э, Егорин А М, Сергиенко В И, Шматко С И Гидротермальная технология переработки жидких радиоактивных отходов Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности Томск, 2007

Авраменко В А, Голуб А В , Добржанский В Г, Дмитриева Е Э, Егорин А М, Сергиенко В И, Шматко С И Новая технология переработки жидких радиоактивных отходов АЭС Приморские зори Владивосток, 2007

1. ВВЕДЕНИЕ

2. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

2.1.Введение

2.2.Проблема кубовых остатков выпарных аппаратов 7 спецводоочистки АЭС

2.2.1. Источники поступления радионуклидов в технологические 7 воды АЭС

2.2.2.0бращение с ЖРО на АЭС

2.2.3. Накопление и хранение кубовых остатков

2.2.4. Химический и радиохимический состав кубовых остатков

2.2.5. Переработка кубовых остатков АЭС

2.3. Окислительные методы в переработке жидких 38 радиоактивных отходов

2.4. Гидротермальные процессы

2.5. Селективные сорбенты в переработке кубовых остатков 42 АЭС

3. ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ГИДРОТЕРМАЛЬНОЙ 48 ПЕРЕРАБОТКИ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ АЭС

3.1. Экспериментальное исследование извлечения 48 радионуклидов при переработке кубовых остатков АЭС

3.1.1 .Очистка кубовых остатков АЭС от радионуклидов Cs

3.1.2. Очистка кубовых остатков АЭС от радионуклидов 60Со

3.2. Принципиальная схема гидротермальной переработки 58 кубовых остатков АЭС (лабораторные эксперименты)

3.3. Результаты стендовых испытаний технологии гидротермальной переработки кубовых остатков НВАЭС

4. ПРИНЦИПИАЛЬНАЯ ТЕХНОЛОГИЯ ГИДРОТЕРМАЛЬНОЙ ПЕРЕРАБОТКИ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ АЭС

5. ЭКОНОМИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ГИДРОТЕРМАЛЬНОЙ ПЕРЕРАБОТКИ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ АЭС

АКТУАЛЬНОСТЬ ПРОБЛЕМЫ Экологическая безопасность работы атомных электростанций (АЭС), во многом определяется уровнем технологий обращения с радиоактивными отходами (РАО). Совершенствование технологии обращения с РАО, одним из важнейших компонентов которых являются жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) является, в настоящее время, одной из основных задач обеспечения экологической безопасности работы АЭС. Главным требованием экологической безопасности переработки ЖРО, является уменьшение вероятности попадания долгоживущих радионуклидов в окружающую среду, что можно обеспечить, превращая жидкие радиоактивные отходы в твердые радиоактивные отходы (ТРО). При этом объем ТРО, полученных в процессе иммобилизации ЖРО и предназначенных для долговременного хранения, определяет уже экономическую эффективность переработки ЖРО. Таким образом, основной задачей совершенствования технологий переработки ЖРО является обеспечение надежной иммобилизации ЖРО и сокращение объемов ТРО передаваемых на долговременное хранение. При этом следует учитывать, что стоимость долговременного хранения единицы объема ТРО многократно больше стоимости переработки единицы объема ЖРО. Наиболее проблематичной в производственном цикле обращения с ЖРО на АЭС является стадия переработки кубовых остатков (КО) спецводоочистки (СВО) АЭС. Разработанные к настоящему времени технологии цементирования, битумирования и глубокого упаривания КО не дают существенного уменьшения объемов РАО и приводят к образованию ТРО не обеспечивающих достаточной безопасности хранения. Внедряемая в производство в последнее время технология ион-селективной очистки КО имеет множество недостатков, в первую очередь связанных с используемым при этом процессом озонирования КО. Именно поэтому, разработка новых технологий обращения с КО АЭС, позволяющих эффективно перерабатывать

КО в ТРО с минимальным объемом передаваемых на долгосрочное хранение РАО, актуальна для обеспечения безопасности работы АЭС и снижения себестоимости обращения с РАО на АЭС.

Данная работа выполнена в соответствии с плановой тематикой Института химии.

ЦЕЛЬ РАБОТЫ заключается в:

1. разработке новых способов обращения с КО АЭС и создания на их основе технологии переработки КО АЭС в ТРО, безопасные при долговременном хранении.

2. испытании разработанной технологии на реальных кубовых остатках АЭС

3. оценке экономической эффективности разработанной технологии Для достижения поставленных целей необходимо было решить следующие НАУЧНЫЕ ЗАДАЧИ:

• разработать принципиальную схему гидротермальной технологии переработки КО АЭС

• провести систематические исследования возможностей гидротермальной переработки КО АЭС

• разработать экономическое обоснование гидротермальной переработки КО АЭС

НАУЧНАЯ НОВИЗНА Гидротермальные технологии в последнее время показали свою перспективность в самых различных областях химической технологии. В то же время работ по использованию гидротермальных технологий в очистке жидких радиоактивных отходов до настоящего времени нет. Настоящая работа является первой в области применения гидротермальных технологий в практике обращения с жидкими радиоактивными отходами.

ПРАКТИЧЕСКОЕ ЗНАЧЕНИЕ РАБОТЫ На базе полученных научных результатов была создана технология гидротермальной очистки КО АЭС. С

05.2006 по 11.2006 г на 1-2 блоках НВАЭС проведены стендовые испытания гидротермальной технологии очистки КО АЭС. НА ЗАЩИТУ ВЫНОСЯТСЯ

• Результаты лабораторных, опытных и стендовых испытаний гидротермальной технологии очистки КО АЭС.

• Экономические расчеты эффективности гидротермальной технологии переработки КО АЭС.

Личный вклад автора Автором разработаны основные положения гидротермальной технологии переработки КО АЭС, проведены расчеты экономической эффективности данной технологии.

Апробация работы. Результаты работы докладывались на II и III семинарах МАГАТЭ по теме «Обращение с проблемными ЖРО» (Киев, 2005 и Мумбаи (Индия), 2006), конференции «Обращение с радиоактивными отходами» ВНИИАЭС (Москва, 2005), конференции «Современная химия (Теория, практика) Экология» (Барнаул, 2006), конференции «Приморские зори» (Владивосток, 2007), КРГ МАГАТЭ «Ядерное наследие СССР на Дальнем Востоке РФ»

Публикации По результатам работы получено два патента РФ, опубликовано 3 статьи и два технических документа МАГАТЭ.

2. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР 2.1. ВВЕДЕНИЕ

В данном обзоре автор ставил своей задачей дать общую схему образования кубовых остатков в технологических процессах обращения с ЖРО на АЭС, дать краткую химическую и радиохимическую характеристику кубовых остатков выпарных аппаратов СВО АЭС и рассмотреть, как уже используемые в практике, так и разрабатываемые методы переработки кубовых остатков АЭС. Поскольку наиболее перспективными методами переработки кубовых остатков являются селективные методы, в которых загрязняющие радионуклиды селективно удаляются из общего солевого раствора, в обзоре уделено специальное внимание селективным сорбентам, позволяющим осуществить такие процессы. Кроме того, рассмотрены различные способы жидкофазного окисления растворов, так как одной из основных задач, решаемых в данной работе, является именно разработка нового метода окисления органических компонентов кубового остатка.

выводы

1. Разработан способ окисления кубовых остатков АЭС с использованием гидротермального процесса. Показано, что при гидротермальном окислении кубовых остатков при температурах 200-250 °С органические комплексы, удерживающие коррозионные радионуклиды разрушаются за время менее 10 мин.

2. Показано, что при проточном гидротермальном окислении кубовых остатков образуются оксиды переходных металлов, включающие радионуклиды кобальта в кристаллическую структуру.

3. Разработана гидротермальная технология переработки кубовых остатков АЭС, включающая предварительную очистку кубового остатка от радионуклидов цезия, гидротермальное окисление в слое оксидного катализатора, доочистку раствора от радионуклидов цезия фильтрацией на слое ферроцианидного сорбента и цементацию очищенного раствора. При этом образуется небольшой (менее 1 %) объем ТРО (отработанные фильтры и реакторы) и нерадиоактивные промышленные отходы, не требующие специального хранения.

4. Проведены стендовые испытания разработанной технологии на кубовых остатках 1-2 блока НВАЭС и показана перспективность использования данной технологии для решения проблем обращения с кубовыми остатками АЭС.

5. Проведена оценка экономической эффективности гидротермальной переработки кубовых остатков и показано, что общая стоимость обращения с РАО, включающая кондиционирование, хранение, транспортирование и захоронение при использовании гидротермальной технологии снижается более чем в 200 раз по сравнению с переработкой кубовых остатков цементированием и битумированием.

101

1. Коростелев Д.П. Водный режим и обработка радиоактивных вод атомных электростанций 1983, М. Энергоатомиздат, 240 с.

2. Жабо В.В. Охрана окружающей среды на ТЭС и АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1992. - 240 с.

3. Improvements of radioactive waste management at WWER nuclear power plants., IAEA-TECDOC-1492, IAEA, Vienna, April 2006

4. Кузнецов B.M., Острецов И.Н., Шингаркин M.A. Загрязненный радиоактивный металлом, радиоактивные отходы объектов атомной энергетики и Чернобыльской зоны. Возможность их попадания в промышленное производство Российской Федерации. Часть 1. РЗК, М., 2004

5. Технологические и организационные аспекты обращения с радиоактивными отходами. IAEA, 2006, TCR-25 г, pp. 107-125

6. University of Sheffield, The Centre for Cement and Concrete. Department of Civil and Structural Engineering. This is the largest concrete academic research centre in the UK. Website address: www.shef.ac.uk/uni/academic/A-C/ccc/

7. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Improved Cement Solidification of Low and Intermediate Level Radioactive Wastes, Technical Reports Series No. 350, IAEA, Vienna (1993).

8. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Conditioning of Low and Intermediate Level Radioactive Wastes, Technical Reports Series No. 222, IAEA, Vienna (1983).

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

10. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Bituminisation Processes to Condition Radioactive Waste, Technical Report Series No. 352, IAEA, Vienna (1993).

11. Чечельницкий Г.М., Лифанов Ф.А. СПОСОБ ОБРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ Патент РФ 2131152

12. Кудрявцев Б.К., Корчагин Ю.П., Резник А.А., Дмитриев С.А., Савкин А.Е., Зинин А.В., Хубецов С.Б., Чечельницкий Г.М. СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ Патент РФ 2226726

13. R. Harjula, Y. Lehto, Е. Tusa, and A. Paavola, "Industrial scale removal of cesium with hexacyanoferrate exchanger -process development," Nucl. Technol., 107, No. 3, 272-278 (1994).

14. A.E. Савкин, С.А.Дмитриев, Ф.А.Лифанов, C.M Голобоков, Ю.Т. Сластенников, О.Г. Синякин. Возможность применения сорбционного метода для очистки жидких радиоактивных отходов АЭС. //Радиохимия 1999.- Т.41, №2.- С.172-176.

15. Савкин А.Е. Переработка кубовых остатков АЭС с использованием селективных сорбентов // Автореф. дис. на соискание ученой степени канд. техн. наук.- М., 1999.- 24 с

16. Dmitriev S. A,. Lifanov F. A, Savkin А. Е., and Lashchenov С. М. Handling of the Bottom Residues of a Nuclear Power Plant Atomic Energy, 2000, Vol. 89, No. 5, pp 884-889

17. Арустамов А.Э., Зинин A.B., Красников П.В., Прилепо Ю.П., Перевезенцев В.В., Савкин А.Е., Свитцов А.А., Хубецов С.Б. Метод ионоселективной очистки жидких радиоактивных отходов атомных станций. // «Безопасность жизнедеятельности», 2005, № 4.

18. Brooks S. С., Taylor D. L., and Jardine P.M.Reactive transport of EDTA-compIexed cobalt in the presence of ferrihydrite// Geochimica et Cosmochimica Acta, 1996, Vol. 60, No. 11, pp. 1899-1908

19. Rosikova К., John J., Sebesta F. Comparision of Photocatalytic Degradation of Organic Complexants and Metal Complexes Thereof //Chem. Listy Vol.94 No. 9, 2000, pp852-853

20. В.Н.Косяков, Н.Г.Яковлев, П.Е.Пискарев. Возможности электрохимических методов в ядерно-энергетическом топливном цикле. // В кн.: Вторая Российская Конференция по радиохимии, г.Димитровград, 27-31 окт. 1997г. Тезисы докладов

21. V.Kosyakov, N.Yakovlev, I.Veleshko,L. Gorovoj, G.Kusnetsov, L Shklyar.Decontamination of LRW of Low and Intermediate Level of Activity with a New Bio-Sorbent Mycoton/Proceedings of GLOBAL 2005,Tsukuba, Japan, Oct 9-13, 2005,Paper No. 241

22. Чугунов А. С., Рыбкин С. С., Нечаев А. Ф. Основы гальванохимического метода переработки ЖРО с повышенным содержанием органических соединений/ Сборник научных трудов. Ч. 1. М.:Изд-во МИФИ. 2003, с. 55-56.

23. Komaromy P., Krojer A., Pataki I., Kreisz J., Schermer I., Tilky P., The Application of Underwater Plazma Technology in Radioactive WasteWater Treatment/ Proc. Int. Symp. on Radiation Safety Management/.Nov. 2-4, 2005, Daejeon, Korea, p. 140-150

24. Marton G., Szanya Т., Hanak L., Simon G., Hideg J., Makai J., Schunk J. Purification of nuclear power plant decontamination solutions by preparative scale reactive adsorption./ZChemical Engineering Science, 1996, Vol.51, N.ii, pp 2655-2660

25. M. Semelova, J. John, F. Sebesta, R. Harjula, A. Paajanen: Separation of Radiocobalt from NPP Evaporator Concentrate, Czech. J. Phys. 2006, Vol. 56.

26. Zimmermann F. J. Sewage sludge treatment by wet air oxidation // Proc. 13 Ind. Conf, Purdue Univ. 1958, vol. 96, P. 409-417.

27. Zimmermann F. J. New waste disposal process// Chemical engineering. 1958. vol. 25, P. 117-121.

28. Mishra V. S., Mahajani V. V., Joshi J. B. Wet air oxidation// Ind. Eng. Chem. Res. 1995. vol. 34, №1. P. 2-48.

29. Proesmans P. I., Luan L., Buelow S. J. Hydrothermal Oxidation of Organic Wastes Using Ammonium Nitrate Ind. Eng. Chem. Res., 1997, Vol.36, No.5, pp.1559-1566

30. Oldenborg R.; Robinson J.M.; Buelow S.J.; Dyer R.B.; Anderson G.; Dell'Oreo, P.C.; Funk K.; Wilmanns E.; Knutsen K.; "Hydrothermal Processing of Inorganic Components of Hanford Tank Wastes," Los Alamos National Laboratory, 1994.

31. Dell'Orco P. C.; Foy B.R.; Wilmanns E.G.; Le L.A.; Ely J.; Patterson, K.;Buelow S.J. "Hydrothermal Oxidation of Organic Compounds by Nitrate and Nitrite," ACS Symposium Series Vol. 179, 608,1995.

32. Buelow S. J. Enhanced Sludge Processing of HLW: Hydrothermal Oxidation of Chromium, Technetium, and Complexants by Nitrate/1999 FINAL REPORT U. S. Department of Energy, Project Number: 54765, 23 p.

33. Ringwood A.E., Kesson S.E., Reeve K.D., Levins D.M., Ramm E.J. Synroc. In: Radioactive Waste Forms for the Future. Eds. Lutze W. and Ewing R.C. Amsterdam:Elsevier Science Publishers B.V., 1988. P. 233-334

34. Johnson C.D, Skakle J.M.S., Johnson M.G. Feldmann J. Macphee D.E. Hydrothermal synthesis, crystal structure and aqueous stability of two cadmium arsenate phases, CdNH4(HAs04)0H and Cd5H2(As04)4*4H20. J. Mater. Chem., 2003, Vol.13, pp. 1429-1432

35. P. A. Haas. A Review of Information on Ferrocyanide Solids for Removal of Cesium from Solution. Separation.Sci.and Tech. 1993, v.28, No.17-18, pp. 2479-2506,

36. Ketos'D. Macas'ek F. Matel L'. Adsorption of alkali and alkaline earth radionuclides on zeolite from water solution. J. of Radioanalitical and Nuclear Chemistry, 1991, v. 154 No.2, pp.81-88

37. Dosch R.G., Anthony R.G., Brown N.E., Sprung J.L., Stephens H.P. Advaced Forms of Titanate Ion-Exchengers for Chemical Pretretment of Nuclear Wastes. Abs. of papers of the Amer.Chem.Soc.1992, v.204, Aug. p.110.

38. Сухарев Ю.И., Егоров Ю.В. Неорганические иониты типа фосфата циркония. М., Энергоатомиздат, 1983,110 с.

39. Авраменко В.А., Бурков И.С., Голиков А.П., и др. Поглощение стронция сорбционно-реагентными материалами. Ж. физ. химии, 2004. Т.78. №3. С.493-496

40. G. Marton, Т. Szanya, L. Hanak, G. Simon, J. Hideg, J. Makai, J. Schunk. Purification of nuclear power plant decontamination solutions by preparative scale reactive adsorption. Chemical Engineering Science, 1996, v.51, NJJ, p.2655-2660.

41. Амфлетт С. Неорганические иониты. М., Мир. 1966, с. 179

42. Тананаев И.В. Химия ферроцианидов М., Наука, 1971, 320 с.

43. Pekarek V., Vesely V. Synthetic Inorganic Exchangers II. Salt of Heteropoly acids, Insoluble Ferrocyanides, Synthetic Aluminosilicates and Miscellaneous Exchangers. Talanta, 1972, Vol.19, pp. 1245-1293

44. Loewenschuss H. Metal-Ferrocyanide Complexes for Decontamination of Cesium from Aqueous Radioactive Waste. Radioact. Waste Manage. 1982, Vol.2, No.4. pp. 327-341

45. Loos-Neskovic C., Fedoroff M., Gamier E., Gravereau P. Zinc and Nikel Ferrocyanides: Preparation, Composition and Structure. Talanta, 1984, Vol.31, No. 12, pp. 1133-1147

46. Lehto J., Haukka S., Harujla R. of Cesium Ion Exchange on Potassium Cobalt Hexacyanoferrates (II), J. Shem.Soc., Dalton Trans., 1990, pp. 10071011

47. Loos-Neskovic C., Fedoroff M., Fixation Mechanisms of Cesium on Nikel and Zinc Ferrocyanides. Solv.Extr. Ion Exch. 1989, Vol.7, No.l, pp. 131-158

48. Loos-Neskovic C. Column-Usable Inorganic Fixator Preparation by Localized Growth on Solid Alkaline Ferrocyanide. J. Mater. Sci., 1990, Vol.25, 677-682

49. Калюжный A.B., Вольхин B.B., Милютин B.B. Ферроцианидные электроноионообменники для сорбции рубидия и цезия. Изв.ВУЗ. Цветная металлургия. 1980, №1., с.57

50. Кузнецов Ю. В., Щебетковский В. Н., Трусов А. Ш. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений. М.: Атомиздат, 1974.

51. Салдадзе К. М., Копылова В. Д., Комплексообразующие иониты (комплекситы), М., 1980;

52. Бахирева О.И. Сложные оксигидроксиды и оксиды марганца (111,1 У) с ионами щелочных и щелочноземельных металлов и сорбенты на их основе для ионов стронция: Автореф. дис. на соискание ученой степени канд. хим. наук. Пермь, 1995. - 16 с.

53. Avramenko V.A. Shmatko S.I. Tech.Doc. IAEA, Venna, 2007