автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.02, диссертация на тему:Исследование, анализ и оптимизация технологии ядерного топливного цикла

ВСЕРОССИЙСКИЙ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ ХИШЧЕСКОЙ ТЕХНОЛОГИИ

Р Г Б ОД На правах рукописи

~5 ^ №

Лебедев Валерий Михайлович

. УДК 621.039.64

ИССЛЕДОВАНИЕ, АНАЛИЗ И 0ПТИШЗА1ШЯ ТЕХНОЛОГИЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

специальность 06.17.02 - технология редких н рассеянных элементов

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Шсква - 1994

Работа выполнена в Государственном центральном институте повышения квалификации руховодявшх работников и специалистов Министерства по нтпмной энергии Российской Федерации.

Официальные оппоненты: диктор технических наук, профессор Зайцев В.А._

.шт технических наук, профессор Кедровский О.Д._

доктор технических наук, профессор Новиков А.И._;_

Ведущая организация: Государствешмй спедиализированный проектный институт (Москва)

Г. В ¿й?

1994 г. в час. на заседании

во Всероссийском научно-

Запита состоится специализированного советч исследовательском институте химической технологии по адресу: 115230, г.Москва, Каширское.шоссе, 33.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ВНИИХТ.

Автореферат разослан

1994 Г.

Ученый секретарь специализированного совета

С.Л.Кочубеева

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы. В ядерной энергетике и ее топливном цикле насчитывается большое число разнопрофильных технологий, связанных между собой в'единый комплекс - ЯТЭК {ядерный топливно-энергетический комплекс). Поскольку подавляющее большинство энергетических ядерных реакторов использует в качестве топлива уран в оболочке из. сплавов на основе циркония вполне обосновано отнести технологии ядерного топливного цикла к технологии редких и рассеянных элементов.

Несмотря на то, что в энергетической практике до настоящего времени нашли применение лишь два урановых цикла: на природном и на обогащенном (до Б5С изотопа урана-235) уране, в качестве долгосрочной стратегии необходимо учитывать также уран-ториевый на тепловых нейтронах и плутоний-урановый на быстрых нейтронах с использованием в качестве делящихся материалов в замкнутом цикле соответственно урана-233 и плутония (в смеси изотопов).

За исключением уран-ториевого топливные циклы ядерной энергетики взаимосвязаны потоками ядерных материалов.

Уран-233 и соответственно торий также могут войти в структуру, например, плутоний-уранового или урановых циклов, где торий может включаться в экранные зоны реакторов.

Основным топливным циклом современной ядерной энергетики является урановый с использованием обогащенного урана,

Ведущими технологиями внешнего топливного цикла являются: гидрометаллургия урана и сопутствующих элементов, производство гексафторнда урана, разделение изотопов, изготовление топливных элементов и тепловыделяющих сборок, радиохимическая переработка отработавшего топлива, включая обработку, хранение и захоронение радиоактивных отходов.

Исходной предпосылкой представленных в диссертации результатов исследований явилась постановка автором учебного курса по ядерным технологиям для специалистов отрасли атомной промышленности в Государственном центральном институте повышения квалификации руководящих работников я специалистов, а процессе преподавания которого был предложен предприятиям отрасли и выполнен ряд нвучно-исследоватвльских работ в области исследования и оптимизации технологий внешнего топливного цикла. Учебный курс автора в первой редакции был издан в

1977 году в виде книги "Ядерный топливный цикл" (изд-во ЦНИИАтомин-форм, г.Москва), во второй редакции - в 1991 году "Ядерный топливный цикл" (иэд-во ГЦИПК, г.Обнинск).

Актуальность настоящих исследований определяется тем, что в литературе отсутствует системный анализ всех технологий ядерного топливного цикла, который позволил бы на основании знания смежных производств оптимизировать технологии по технико-экономическим и качественным показателям. Кроме того, ядерные технологии включают чрезвычайно виро-кий крут практически всех промышленных технологий и успехи в разработке ядерных и сопутствующих технологий могут способствовать повышени» эффективности производства многих отраслей промышленности, в связи с чем также необходим их анализ и обобщение.

Выводы, сделанные в работе, базируются на экспериментальных и теоретических исследованиях, а также на исследованиях в промышленных условиях.

Цель работы. Исследование и обобщение ядерных технологий, их анализ и оптимизация по экономическим, физико-химическим и экологически» критериям.

Научная новизна. К новым результатам автор относит:

- классификацию и анализ ядерных топливных циклов по типам используемого топлива и построение обобиенной схемы цикла с использование» изотопов урана и плутония;

- разработку экономико-математической модели производства топлива для легководных реакторов; '

- исследование экономико-математической модели горно-шталлурги-ческого производства с комплексной переработкой минерального сырья;

- разработку основ модели расчета массопотоков комплексных производств и метод расчета себестоимости продукции комплексных производст! с использованием матрицы смежности;

- предложенные схемы переработки отвальной фракции изотопно-разделительного производства при достижении предельной концентрации ура-на-235 до металлического урана;

- исследование реакций комплексообразования во фторидаых система: в условиях низких давлений газа, характерных для изотопно-разделительного производства, и разработку технологических режимов газосорбцион-ных процессов для этих производств;

- исследование и статистический анализ качества твэльных оболочек с использованием алгоритма пошаговой многомерной регрессии;

- результаты анализа радиохимических технологий и обоснование целесообразности совмещения в схемах радиохимических заводов "сухих" и "водных" технологий;

- разработанную структуру автоматизированного банка технологических данных.

Практическими результатами работы являются прежде всего инициирование новых направлений инженерных разработок при обучении руководителей промыиленности и специалистов-технологов в П2ИПК, подготовка и издание многих десятков учебных программ по технологическим специализациям, более двух-десятков учебных пособий, обзоров, методических разработок и рекомендаций, сборников контрольных материалов, разработка двух автоматизированных курсов - обучавшего и контролирующего, а также использование ряда научно-исследовательских разработок а производстве:

- в планировании циркониевого производства и управлении качеством циркониевого проката;

- в совершенствовании управления производством по переработке кольских лопвритов;

- в технологиях переработки урвн-фторсодержащих газовых смесей изотопно-разделительного производства.

Достоверность результатов и их апробация. Результаты работы многократно публиковались в научно-технических изданиях, докладывались на отраслевых, союзных, российских и международных конференциях, подтверждаются многолетней практикой преподавательской деятельности и использования разработанных процессов в производственных условиях.

Структура и объем диссертации. Работа изложена на 261 странице мапинописного текста, состоит из введения, восьми глав, выводов по главам, заключения, приложений на 25 страницах. Список литературы включает 121 наименование.

Глава I - Анализ ядерных топливных циклов.

Глава 2 - Горно-металлургические производства.

Глава 3 - Производство гексафторида урана. Технико-экономическое сравнение схем.

Глава 4 - Изотопно-разделительное производство. Примеры физико-химической и технологической оптимизаций.

Глава Б - Производство твзлов легководных ядерных реакторов и оптимизация производства.

Глава 6 - Переработка отработавшего ядерного топлива.

Глава 7 - Проблемы радиоэкологии в современном ядерном топливно-энергетическом комплексе.

Глава 8 - Повышение квалификации специалистов технологов предприятий ядерного топливного цикла. Опыт преподавания и методические рекомендации.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Глава I

Проведена классификация топливных циклов ядерной энергетики, приведены и проанализированы схемы циклов. Выделяются два урановых цикла: на природном и на обогащенном уране, уран-ториевый и плутоний-урановый. Показано, что одной из основных трудностей в реализации замкнутых ядерных циклов будет присутствие в регенерированном топливе плутония-236 и урана-232, распадающихся с образованием высокоактивных висмута-212 и таллия-208. Проанализированы реакции их образования в урановом топливе легководных ядерных реакторов.

Более подробно рассмотрен топливный цикл на обогащенном уране как определяющий в современной ядерной энергетике, обосновывается необходимость его замыкания в будущем и по урану,М по плутонию. Составлена достаточно детальная схема использования урана в ядерной энергетике с учетом основных, специфичных для ядерной энергетики сырьевых материалов: не только урановых руд, но и флюорита для производства гексафго-рида урана и разделения изотопов урана, и циркониевого сырья для ободочек и других конструкционных деталей твэлов.

Обосновывается, что по целому ряду критериев (экономических и экологических) целесообразна схема ЯТЦ на основе крупных промышленных комплексов с объединением всех урановых переделов, кроме переделов по сборке твзлов и TBC, а также объединением в едином комплексе атомных электростанций с радиохимическим заводом, чтобы исключить дорогостоящую и опасную операцию по транспортировке облученного топлива на длительные расстояния. Исследуются ограничения такой модели организации цикла. Схема ЯТЦ на основе крупных'комплексов представлена на рис.1.

Уран«

Урановая руда 1

Обработка и захоронение радиоактивны* отходов

\

Ценные продукты деления

Рис Л. Принципиальная схема ядерного энергетического топливного цикла на основе крупных технологических комплексов

Более подробная схема уранового комплекса приведена на рис.2.

Экономико-математическая модель производства топлива для легководных реакторов построена для четырех типов реакторов с подразделением затрат на урановое, циркониевое и сборочное производства с учетом использования отвалов изотопно-разделительного производства, при наличии или при отсутствии регенерации отработавиего толливй.

Концентрат

из°8

1 1

На изготовление твэлов На изготовление твэлов

зоны воспроизводства быстрых легководных реакторов реакторов-размножителей

Рис.2. Принципиальная схема уранового комплекса, . работающего на концентратах урана

Получены следующие соотновения для загрузки новых реакторов (I) и ерегруэки, начиная со втопого года эксплуатации (2):

ни им* • В, 0 л и

+ I Ь4.Д1 *» Вц * Ьо-'вм --^ Ш

г ¡К"- хя +1 V*. ii+1 V/«« xJ« в";'

J-l J-MM J-M"l

с

iii,

1отр.тв.ад

& * в * б ' U С, - С у

+ I bJ.«i ХЦ Sjl + V.A'ft.» mF* ^'ОТР.ТВ .вя 8ц,

(2)

де btu-i-«i - затраты на загрузку 4-х типов реакторов;

(i-s-sI - затраты на перегрузку 4-х типов реакторов; и г

bj«*, затраты на производство единицы

урановой продукции на j-переделе, циркониевой продукции на j-переделе, твэлов и TBC на j-переделв по урану, твэлов и TBC на j-переделе по цирконию; Xj - независимые переменные, принимающие значение I или 0, определяющие какие конкретные технологические переделы использованы в схеме' производства; <• ' соответственно количество продукции на j-переделе в расчете на единицу мощности АЭС; Ь0-,л - стоимость единицы отвального урана; Ь1отр тв м - стоимость отработавиих твэлов в расчете на единицу * массы урана;

ce, с,*, с" - соответственно содержание изотопов U-235 в исходном уране, поступающем на обогащение, в отборном уране для твэлов i-типа и в отвальном уране - количество урана для i-типа реактора.

[лива

иссаддуются горно-металлургические производства прежде всего с позиций комплексной переработки минерального сырья.

Анализируется структурная схема горно-металлургического комплекса

(рис.З).

Экономикс-математическая модель для оптимизации производства по-1-тр(л;на на основе балансовых соотношений, максимизирующих прибыль или минимизирующих себестоимость или приведенные затраты.

В модели, кроме экономических показателей (объемы выпуска продуктов, обь«мы сырья, нормы расхода сырья, нормы выхода продуктов, объем капитальных вложений, удельные капитальные затраты, коэффициент испо-льзопйнии мощности, себестоимость продуктов, цена на продукты, норма-тишше коэффициенты эффективности капитальных вложений), учитывается спиооб производства - конкретные технологические схемы и вышеперечисленные экономические' показатели по переделам.

Особенностью использования таких моделей для экономического анализа комплексных производств является определение объективных условий, для прямого раздельного учета основных производственных затрат не только по отдельным продуктам, но и по отдельным стадиям технологического процесса.

Исследована матрично-балансовая модель для расчета себестоимости продуктов и технико-экономического сравнения схем производства в примере для азотно-тукового завода, утилизирующего отходы уранового гид-[юметаллургического завода.

Модель включвет следующие расчеты:

- потребностей в сырье, основных и вспомогательных материалах, топливе и энергии на производственную программу;

- денежных затрат, включающих амортизацию, зарплату, цеховые,'общезаводские и внепроиэводственные расходы на производственную программу; .

- итоговых материальных й денежных затрат в разрезе производственных подразделений.

Разработано программное обеспечение. Методика расчета по модели завершается формированием плана производства в стоимостном выражении.

строительство лайб, насыпей

Рис.3. Схеме горно-металлургического комплекса

Показано, что серьезной проблемой является расчет себестоимости продукции комплексных производств. Проанализированы два известных метода: исключения затрат и распределения затрат. Первый метод с фиксированием затрат побочной продукции на неизменном уровне приводит к тому, что результаты совершенствования производства находят свое отражений только в уровне затрат целевой продукции. Тем самым создается искаженное представление о динамике рентабельности различных продуктов, получаемых из многокомпонентного сырья. Калькулирование же себестоимости продукции комплексных производств на основе метода распределения затрат приводит к значительному усложнению расчетов. Как правило, не удается добиться такой группировки затрат, которая позволяла бы локализовать все производственные затраты по месту их возникновения и объекту учета. Кроме того, комплекс приемов разграничения затрат должен непрерывно видоизменяться в результате изменения технологии производства. Систематизировать порядок планирования текущих производственных затрат и расчета себестоимости продукции комплексных производств во (¡сей полноте и с необходимой степенью .детализации в условиях непрерывных изменений технологии традиционными методами практически невозможно.

Когда из одного материального потока в результате проведения технологической операции выходит два или три продукта, как разделить затраты? Строго математически эта задача не решается, здесь нужны какие-то технологические обоснования.

В работе предложены два подхода к ее решению, взаимно дополняюаие ДРУГ друга.

Структуру технологических схем и выбор технологического оборудования формируют массопотоки, они га в значительной степени определяют затраты труда, энергии, материалов. Именно материальные балансы по массопотокам являются наиболее объективной основой экономико-математического моделирования сложных химико-технологических производств.

Для расчета массопотоков необходимо представить технологическую схему в виде моделей-графов.

Была поставлена задача исследования одного из наиболее сложных комплексных производств - производства по переработке кольских лопари-тов, перерабатываемых в структуре комплекса атомной промышленности ради ниобия - основного легирующего элемента циркониевых деталей твэлов

и TBC, Уникальность этого минерального сырья в том, что в составе ли-паритового концентрата, полученного обогащением непосредственно на го рно-рудном предприятии, почти 90S весьма ценных компонентов: кроме тантала, тория, ниобия, по 30-35S и более редкоземельных элементов и оксида титана. В схеме только редкоземельной части производства выделено более 100 операций н более 180 промежуточных продуктов и конечных продуктов производства.

Расчет по шссопотокам формирует затраты на продукты технологи ческих операций, однако этого не достаточно для оценки себестоимости продуктов всей схемы. Для реаения этой задачи пред^одан метод с использованной матрицы сдокностн, которая для такой слояюй задачи чрезвычайно многомерная.

В работе задача решена для сравнительно простой схемы - для графа технологических связей с II-ю продуктами, с входами и выходам на одну операцию от 2 до 7 продуктов.

Себестоимость каждого продукта определяется по величине изменения затрат при изменении объема его выпуска на единицу, при этом а матрице смежности продуктов должны быть в виде связывающих коэффициентов использованы удельные нормы расхода технологически связанных продуктов.

Система уравнений материального баланса производства в обвдм виде выглядит следующим образом:

"гД аи* yi l"l,a'

<3)

н - число продуктов;

х,- выработка 1-го продукта в плановом периоде;

- коэффициенты матрицы А; у, - товарная продукция. /

Формулу (3) запишем в более компактной форма:

X - АХ + У, (4)

где Х(х4...... х„) - вектор валовой продукции;

А-» а1}1 - матрица прямых расходных коэффициентов; Т«(у,, ...ум) - вектор товарной продукции.

Иа теории линейных балансовых моделей, решение системы уравнений (4) имеет следующий вид:

Х-(Е-А)"1у, " (б)

где (E-A)"1 - обратная матрица к матрице (Е-А), где E-единичная матрица, устанавливающая по графу технологических связей есть связь между продуктами или ее нет (если есть связь - I, если нет - О). Решение уравнения (5) дает возможность определить производственную прогромму в натуральном выражении с учетом как выпуска продукции ■на продажу, так и внутреннего его потребления.

Для расчета себестоимости видов продукции учитываются и материальные и денежные затраты на производство, для чего вводятся матрицы прямых затрат материалов со стороны (М) и прямых денежных затрат на производство единицы продукции (Д).

Себестоимость единицы товарной продукции:

где, Sj - себестоимость единицы j-ro продукта;

М

Stj - коафшиенты матрицы полных материальных затрат в стоимостном выражении на единицу товарной продукции, т.е. tC'М (Е-А)"1) (С-с,, ... , ck - планово-заготовительные цены не материалы со стороны);

S°}- коэффициенты матрицы полных денежных затрат на единицу товарной продукции, т.е. матрицы ÍD-(E-A)"1!. соответствующие строки матриц (С'М (Е~А)7,1, tü-(E-A)"1) являются также и статьями калькуляции плановой себестоимости единицы продукции (к - статьи по материалам, I - статьи по денежным затратам).

Полные затраты на производство товарной продукции рассчитываются,

как:-

Z-S.Y, (7)

где Z-скалярное произведение двух векторов S и ?; , S=(Sj, ... , SH) - вектор себестоимости единицы товарной продукция;

Y«(Yj, ... ; YM) - вектор товарной продукции.

Во второй главе также анализируются схемы по переработке рудного урина (рис.4). Построена общая схеме к выделено 12 вариантов переработки урановорудного сырья по параллельным схемам.

Доукpen-no НС1

_

Хлоридная конверсия

Регенерация

Р^да Выщелачивание 1

Сорбция из пульп -1

Маточники

Гидрофторированиэ и осаждение

,_Фильтрация и

сушка

Дагидрация

Тетрафторид

Затаривание

Транспорт

На производство №в или металла

ОТН

АУТ К

I

Фильтрация и сунка Прокалка Двуокись Зата|ивание Транспорт

„ X

Водное

гидрофторированиэ

Маточники >

Укрепление no НС1

Восстановление

На произвоД' ство UF.

Фильтрация и сушка Дегидрация Тетрафторид Затаривание Транспорт

ш \

На производство металла

Разделение твердого и жидкого

Регенерация Сорбционный регенерат

Экстракционная перечистка

Твердофазная реэкстракция

Экстракция

Получение кристаллов АУТ К.

Фильтрация и суика

Трехокись Затаривание Транспорт На производство UF6

Сухое гидрофторированке

Тетрафторид

Затаривание

^Гранспо^т

На произ- На произвол-водстао \Уся ство металла

Рис.4. Технологическая схема переработки урановорудного сырья

Глава 3

Рассматриваются схемы производства гексафторида урана. Приведена принципиальная схема урановой ветви переработки комплексного уранового

сырья.

Исследуются тетрафгоридная и окисная схемы с точки зрения расхода и затрат на фторагенты.

Проведены расчеты потребности во фторагентах в различных вариантах организации производства.

Особое внимание уделяется переработке "конечных отвалов" изотопно-разделительного производства, учитывая, что гексафгорндное и изо-топноразделительное производства, как правило, составляют единый комплекс .

В настоящее время появилась обоснованная и настоятельная необходимость переработки отвального урана, т.к. современная газоцентрабеж-ная изотопиоразделительная технология позволяет экономически выгодно получать "отвалы" с содержанием урана-235 менее 0,018. Предлагаемая схема включает восстановление гексафторида урана в тетрафгорид с использованием водорода или хлоридов углерода с последующим восстановлением в метвллотермнческом процессе до металлического урана с использо^ ванием в качестве восстановителя кальция. При этом два атома фтора молекулы гексафторида регенерируются в безводный фтористый водород, а четыре - во фторид кальция, поступающий на Производство плавиковой кислоты, уран поступает «а складирование на стеллажах в виде слитков, не требующих упаковки. Складских помещений в этой схеме требуется несравненно меньше, чем в случае применения процесса пирогидролиза.

Кроме того, следует отметить, что будущее использование отвального урана в широких масштабах предполагается дишь в экранных зонах реакторов на быстрых нейтронах, где по всей вероятности будут использованы сборки на основе металлического урана, -.так что, если исходным сырьем для производства экранных зон будут служить окислы, то в будущем потребуется организация специального производства металла из _ отвальных окислов. :

Глава 4 посвящена исследована» гетерогенных реакций в системах летучий фторид-фторидный сорбент в условиях4 изотопно-разделительного

производства. Изложены результаты экспериментальных исследований, на основании которых определены параметры производственных процессов, которые нашли широкое применение в 'практике изотопно-разделительных заводов.

Экспериментальная установка обеспечивала надежное вакуумирование всех систем (допустимая натечка воздуха не превышала I мм рт.ст/дм1 в сутки), все внутренние поверхности были завидены от коррозии не только использованием специальных материалов, инертных к фтору и фторидам (никеля, монель-металла, меди, фторопластов), но и длительной пассивирующей обработкой фтором, использованием фторуглеродних смазок с малой упругостью пара.

Экспериментально были изучены следуюние реакции: 20-1оо"с

2Ш? * ЦР. ......... На,[игр 1 (8)

6 300-40<? С 2 8

150 С

2На[№71

(9)

Ла2№в + НР

130 с

На2Ш>в

ИР

На2ЦРа + НР

На,Н[1£Р„)

2 9

150 С

на21даа).-нр

На3Н (и-Р31 + 0,5Га

2НаНРа *

На21и-Р7 } + НР

КаН?1,

250-300аС Кар + нр

НвдШ^] + 0,5РЯ [ 2НаР + ЦР6

Иа2С№в1

350-400 С, №. > ¡^цУ^,

Ка21и-Р71 + НР

НагН(и-Рв1

150 С

(10)

(И) (12)

(13)

(14)

(15)

(16) (17)

Реакции 8, 9, 14, 15, 1в известны ранее, Оыли уточнена их некоторые термодинамические характеристики. Так, для реакции 9 было получено уравнение упругости паров:

1вР - 7,Б - -21Ш 20Иа1Б0аС (18)

и рассчитана теплота реакции

4,57 Т,Та , Р2

О - -—• 1к — - 9,6 ккал/моль №.. . (19)

Т - Т Р .

Реакции 10-13 и 17 Оыли изучены впервые.

Реакции 10-12 идут параллельно.

При синтезе (реакция 10) при давлении НР » 150 мм рт. ст. идет последовательное образование соединений с различной упругостью пара. Были получены соединения с устойчивыми числами равновесных давлений при 20°С : 2,5; 6.Б; 6,5; 35; 61; 59,5; 65; 78 мм рт.ст.

Образцы с равновесном давлением более 2,5 мм рт.ст. имеют теплоту образования в пределах 2-5 ккал/моль что указывает на физический характер связи. Все они разлагаются при подогреве до достаточно устой-чиного соединения с равновесным давлением 2,5 мм рт.ст. при 20°С.

Химический анализ соединения указал на соотношение НР6:НР - 1:1.

Для получения чистого тройного комплекса иестивалентного урана навеска октафтороураноната натрия была обработана смесью фтористого водорода с фтором. Полученный продукт не содержал урана низшей степени валентности.

Термическая.диссоциация тройного комплекса иестивалентного урана изучалась в атмосфере фтора, чтобы исключить восстановление урана. Фтор подавался в реактор после синтеза и вакуумирования реактора до давления 50 мм рт.ст.

Уравнение упругости пара НР над тройным комплексом имеет вид 18Рни рт.„.- 5,49 - Цёй § 0,6,67 ккал/моль НР. (20)

В газовой фазе в незначительных количествах присутствовал гексафто-рид урана, что свидетельствует о том, что идет параллельная реакция 12. в твердой фазе по результатам аналитических измерений четырехвалентного урана не обнаружено, что свидетельствует об отсутствии в этих условиях реакции II.

Синтез комплекса На Ш*Р71 осукествлялся термическим разложением комплекса Ка2(и в среде гексафторида урана при

температуре ЗБ0-400°С. Поглощение № комплексом На2[1П7т 1 происходит при температуре ниже 80°С с образованием соединения Ка2ЛГ Ш^д1. которое имеет рентгенографическую структуру комплекса На2[ЦК7] (аналогично НаНР2 имеет структуру КаЕ).

Уравнение упругости пара № над комплексом На2Н1и'Рв] имеет вид:

1« Р - 8.64 - , 0-Ю.Б ккал/моль НР

N4 рТ >СТ > 1

Бифторид натрия такза поглощает гексафгорид урана до эшостн 0,Бг икв/г ННР2, но без химического взаимодействия, пара НРв над ННР2 описывается уравнением:

1{гР - 3,35 - , 0-1,82 ккал/моль НРе. (22)

Низкая величина 0 свидетельствует об отсутствии химического взаимодействия .

Наиболее интересна из исследованных реакция II, показывающая, что три нормальной температуре возможно восстановление переходного металла только за счет комплексообразования при подходе лишнего лигандв. Когда эсе места на связывающих молекулярных орбитах заняты электронами ме галла и лигандов, участвующими а образовании связи (кубическая структура иона 1Ш7,,]2"), при подходе ливнего лиганда новая связь может )бразоваться только за счет свободных мест на орбитах с более высоким уровнем энергии, т.е. на разрыхляющих, где электрон в больоей степени звязан с металлом, чем с лигандом и это может привести к полному раз-эуввнию связи металла с лианим лигандом, сопровождающемуся восстанов-ганием металла и окислением лиганда, что и происходит в данном случае.

Кинетика взаимодействия была исследована для реакций в системах КаР - ЦРв и ВаР2- НР.

Фторид бария не поглодает ЦР6 и был использован для разделе-!кя НР и , чтобы исключить процесс вакуумной дистилляции при |редварительной совместной конденсации или раздельной десорбции при ювместном их поглощении на Ш?.

Были получены следующие зависимости: •

Для реакция 2ИаР + №„■;■■■........> I иРв 3:

£ - (324 ехр(- р0,0" _ 1520 ехр(- гКаР/сек (23)

(г ЦРв/сек) - (г ЯаР/сек) 4,19 (24)

К .

[ля реакции На^Ш^} + ЦР6 »2Иа[ ОТТ) были получены значения

(21) величины давление

удельной величины скорости поглощения« * (мг ирв/г На2 {№<,)• мин):

а - 0,63-Ро,вв для 20°С (26)

а - 0,016-р1'9 ДЛЯ 35°С (26)

а - О,0038"Р2,2 для 60°С (27)

К - 2,2-10*ехр(- сек"1 (28)

- 2,2Т0вехр (- г/сек (29)

Для реакции ВаРа + НР ......... > ВаНРа (30)

экспориментальная химическая кинетика описывается уравнением: - Б2Бехр(- 2^0)Р».0»»-0.«М1«* _ 224ехр(-^)о г/сек (31)

Для поглощения НР на ВаР2 из разбавленных газовых смесей получено уравнение:

- - |53бехр^-^2^Ри'015"0,4вТ1в* "»-•*р,-°<*е »1

- 224ехр[- ^22]]о г/сек, (32)

где с- объемная концентрация НР в газе в относительных единицах.

Из условий равновесия прямой и обратной реакций К,РП- Кг получено уравнение равновесного давления ларов НР над моногидрофторндом бария: 1ВР - 4,598 - Щб, 0-5373 кал/моль НР. (33) «

ми рт.ст. т 1 к

Была исследована также кинетика реакции 8 на аналоговом электронно-вычислительном комплексе с получением графических вависимостей:

- время насыщения сорбента до заданной величины емкости в'зависимости от температуры и давления газа;

- интегральная скорость поглощения на НаР до заданной величины емкости в зависимости от температуры н давления. Было найдено, что при давлении 15 мм рт.ст. максимум скорости наблюдается при 120°е. При значениях давлений высе 16 мм рт.ст. втот максимум сдвинут в область более высоких температур.

При решении практических вадач (при проектировании установок) следует учитывать, что скорость реагирования не является постоянной величиной в течение всего времени реагирования и уменьшается по мере насыщения сорбента до величины емкости I г/г примерно на 25Х от первоначальной величины.

Показано, что в результате исследований уравнений кинетики и» аналоговой электронно-вычислительной технике моето достаточно бистро (в ускоренном масштабе времени) получить набор графических зависимостей, позволяющих оценить скорость процессов при различных параметрах с. достаточной степенью точности (не менее 30%).

Для промышленного использования в изотопно-разделительном производстве для целей извлечения гексафторида урана были исследованы гранулированные сорбенты на основе фторида натрия: чистый NaF и смешенный с 2055 MgF2, который был ранее рекомендован для использования в атмосферных условиях как более прочный.

В условиях изотопно-разделительных производств чистый сорбент показал лучшие характеристики: сохранил высокие емкость и степень десорбции в 20 циклах, тогда как смешанный лишь в 8, а к 13 циклу его зерна полностью разрушились.

После промышленных испытаний на Сибирском химическом комбинате для газов, содергащих 0,6-17® UFe ; 6-35% HF; 0,01-2,555 SíF4 (поглощается фторидом натрия) был рекомендован следующий режим сорбцион-ного извлечения урана:

сорбция

- температура стенки адсорбера - 20-30°С, давление газа - 10-760 мм рт.ст., расход газа - не более 0,05 н.л/см2-мин.;

I стадия десорбции (фтористого водорода)

- температура стенки адсорбера - 160±Б°С, давление газа - 7-10 мм рт.ст.;

II стадия десорбции (гексафторида урана)

- температура стенки адсорбера - 300-400°С, давление - 10-30 мм рт.ст.;

фторирование отработанного сорбента (для извлечения восстановлен-

• них форм урана в гексафторид)

- температура - 400°С, расход фтора 0,15-0,20 кг/кг сорбента.

Данная технология внедрена в производство вместо ранее применяемой конденсационной. Общая степень извлечения UFe сорбционным способом составила 9S.27S против 85 Ж пра конденсационном, что позволило существенно снизить безвозвратные потери урана (на время испытаний на 14,5 кг в пересчете на уран 90* обогащения). Отмечена также экономия по эксплуатационным затратам, примерно 305!.

Били разработаны и внедрены в производство схемы с использованием двух сорбентов; ИаГ для и Ъа?г для НР, а также сорбнионно-конден-сйционные.

Использование газосорбционных процессов на изотопно-разделительных производствах началось с 1953 .ода при непосредственном участии автора и показало их высокую экономическую эффективность.

В главе 6 рассматриваются технологии твэльного производства. Определены переменные для зкономико математического моделирования и исследованы зависимости для расчета затрат на уран и цирконий с учетом передельных затрат конкретных технологических схем.

На основании анализа технологий твэльного производства выделено 25 операций в производстве топливной урановой керамики, проанализированы достоинства и недостатки параллельных процессов, 34 операции выделены в циркониевом производстве, где также проанализированы альтернативные варианты и 26 операций в процессе сборки твэлов и кассет. Более подробно проанализировано циркониевое производство. В рамках научно-исследовательских работ с Чепецким механическим заводом, при выполнении которых автор был одним из научных руководителей, разработаны математические модели по согласованному номенклатурному планированию загрузки цехов, расчету оборотов металла, что имеет большое значение для этого производства в виду больших циклических нагрузок на операции, анализу качества продукции и др.). '

Результаты этих работ изложены в специальной литературе, где так-жи обоснована экономическая эффективность системы согласованного номенклатурного планирования за счет снижения уровня запасов межцеховой продукции в размере 9 млн.руб. Расчеты приведены в докторской диссертации Петрищева B.C. "Раработка и исследование системы согласованной управления производственным комплексом" (ГЦИПК, 1993 г., ДСП), который также был научным руководителем темы.

В диссертации подробно рассмотрена'модель статистического анализа качества твэльных'оболочек - наиболее ответственной детали твэлов.

Для разработки модели проанализирована технология прокатного производства, причины разрушения оболочек при эксплуатации реактора, обусловленные технологией изготовления оболочек.

Теория радиационного разрушения материалов указывает на одну из основных причин радиационных дефектов (охрупчивания, распухания, пол-, зучести): включение в структуру металла атомов микропримесей.

Помимо химического состава на качество металла оболочек влияют: температура горячей деформации, величина обжатия за проход, общая степень горячей деформации, степень холодной деформации, параметры промежуточных и окончательного отжигов. Эти факторы определяют текстуру, форку зерна, плотность дислокаций и, в конечном счете, - деформационное поведение твэлов в условиях эксплуатации.

В процессе изготовления оболочек регистрируются точно, либо в определенных пределах сотни параметров: технологических процессов, промежуточных продуктов, реагентов, настройки оборудования, приготовления технологических растворов и смазок, настройки и испытания контрольно-измерительной аппаратуры.

Приемка труб службами качества включает контроль внутреннего и наружного диаметров, толщины стенки, длины, непрямолинейности, дефектоскопию и проверку на соответствие контрольным образцам.

Настоящие исследования были проведены с целью изучения взаимосвязи регистрируемых параметров. Исследована зависимость каждого параметра (всего 21 регистрируемый параметр) от 20 остальных.

Анализ проводился с помощью алгоритм пошаговой многомерной регрессии ,

Искомый параметр определяется по уравнению:

V I + во

(34)

где Ть - к-е значение переменной функции;

X,,,- *-е значение 1-й независимой переменной; В, - «-й коэффициент регрессии; ВО - свободный член;

«к - ошибка оценки значения Тк по уравнению регрессии:

V- 2 м«+ь.-

(35)

Оценки погрешности коэффициентов регрессии В1 определяется стандартными ошибками Б,. 65 - процентный доверительный интервал для значения 1-го коэффициента равен В, ± . Параметр Т, определяется отношением Т4 = В1/81 и показывает степень значимости величины В([. Коэффициент признается значимым, если модуль ^/5,1 а 1,7. (табличное значение для данного алгоритма для значимости с вероятностью 9055}.

Коэффициент корреляции КК определяет "качество" регрессионной модели. Наиболыоее значение КК равно I. Ыодель признается удовлетворительной, если КК больве 0,45 - табличное значение для 30 наблюдений (исследуемый массив данных).

Точность оценки значений у по уравнению 35 определяется величиной с 65-процентной вероятность» соотношением:

У « У ± Б .

г

Дисперсия независимой переменной оценивается как;

Алгоритм пошаговой регрессии предусматривает включение в модель переменных, имеющих наибольшую частную корреляцию с зависимой переменной-функцией .

Одной из основных характеристик, определяющих брак труб, оказался параметр-коэффициент ориентации гидридов.

Этот коэффициент, вне связи с анализом причин брака, является обязательной паспортной характеристикой для партии труб, направляемой заказчику.

Сейчас он оценивается по результатам разруиаюдего контроля труб.

Была изучена зависимость значений измеряемого коэффициента ориентации гидридов от результатов разбраковки труб по видам брака и эта зависимость оказалась чрезвычайно значимой. Результаты проведенного исследования' показали принципиальную возможность

(36)

" —гРГ

где п - число исследуемых параметров.

использования статистического анализа регистрируемых параметров качестм продукции для установления причин брака.

Факторы (параметры), оказывающие в соответствии с результатами статистического анализа значимое влияние на процентное содержание общего брака:

- коэффициент ориентации гидридов (увеличение радиальной ориента -ции приводит к увеличению процента брака);

- содергание водорода по результатам контроля опытных образцов (увеличение содержания водорода увеличивает процент брака);

- количество отяигов (со знаком "-");

- механические свойства в продольном направлении (со знаком "-");

- механические свойства в поперечном направлении (со знаком "+").

Коэффициент ориентации гидридов зависит от:

- количества отгигов (значение его в среднем низе для труб ВВЭР, где в технологии на один отжиг больше, чем для труб РБ?К);

- номера партии (каадая плавка перед отетгом разделяется на две партии; для изделий, попадающих во вторую партий), где количество труб, находящихся в муфеле меньше, значение коэффициента ориентации гидридов в среднем выше);

- содержания водорода (со знаком и+п).

Из анализа модели зависимости коэффициента ориентации гидридов от химического состава, количества отжигов, номера партии следует, что этих параметров недостаточно для объяснения изменения величины коэффициенту ориентации гидридов: на его величину влияют скрытые, нерегистрируемые в настоящее время факторы. Однако одновременно была установлена значимая статистическая зависимость (с коэффициентом корреляции КК - 0,97) меаду коэффициентом ориентации гидридов и результатами разбраковки партии труб (% брака по стенке, % брака по наружному диаметру, % брака по внешнему виду) и показателем "привес при коррозионных испытаниях". Наличие такой связи позволяет оценить средние значения коэффициента ориентации гидридов в изделиях контролируемой партии без разрушающего контроля образцов.

В главе в проанализировано современное состояние радиохимической промышленности и технологии по переработке отработавшего ядерного топлива. Исследованы: влияние на технологию глубины выгорания топлива, времени выдержки перед переработкой, необходимые коэффициенты очистки

от конкретных осколочных элементов, а также маневренность, технологических схем, способы обработки и хранения радиоактивных отходов, особенности изготовления топлива из регенерированных материалов. Показано, что надежды на пьюрекс-процесс не в полной мере оправдались прежде всего из-за необходимости обработки больаих объемов жидких радиоактивных отходов.

Трудности в промышленном освоении радиохимических технологий, изменения в стратегии подхода к обработке радиоактивных отходов привели к необходимости пересмотра схем переработки, повышения надежности практически всех узлов и, как следствие, к резкому удорожанию переработки топлива. На состояввемся в г.Обнинске в 1993 году первом симпозиума по радиоэкологии автором был представлен доклад "Стратегия развития радиохимической технологии", где отмечена принципиальная необходимость,переработки топлива для ревения основной долгосрочной стратегической задачи - создания крупномасвтабной ядерной энергетики и обеспечения ее надежной сырьевой базой.

Нельзя исключить возможные будущие энергетические альтернативы, но в настоящее время среди близких к реализации энергетических проектов альтернативы ядерной энергетике нет и мы обязаны иметь для ее развития и краткосрочную и долгосрочную стратегию.

Долгосрочная стратегия немыслима без замкнутого топливного цикла с вовлечением и плутония и урана-233 в энергетический топливный цикл, также как и без значительной • доли в структуре ядерной энергетики быстрых реакторов-размножителей.

Учитывая специфику топлива тепловых реакторов, по-видимому, возможна реализация водно-экстракционных схем переработки в крупных масштабах.

Но требование минимизации объема жидких радиоактивных отходов ставит радиохимиков перед необходимостью снижения их объемов на всех экстракционных циклах и, главное, снижения объемов растворителя и пиковых объемов газовыделения на операции растворения, обуславливаю»» больвде объемы погловдюиих растворов. Это могут быть и нерешаемые задачи водной радиохимической технологии.

Определенные привлекательные черты имеют "сухие" схемы переработки облученного топлива с использованием пирометаллургических и пирохи-мических технологий.

Пирометаллургические технологии будут настолько актуальны, насколько будет актуально использование металлического топлива с обеспечением достаточной надежности полностью автоматизированных процессов изготовления твзлов и сборок твзлов из регенерированного металлического топлива в установках с^биологической защитой.

Сухие пирохимические технологии:

Методы "солевого переноса" и "летучести фторидов" позволяют до стигнуть коэффициентов очистки, характерных для водно-экстракционных схем и в то те время имеют следующие преимущества:

- устойчивость применяемых реагентов н радиации;

- получение отходов сразу в компактном твердом виде;

- отсутствие замедляющей нейтроны среды, что облегчает обеспечение ядерной безопасности установок;

- высокая удельная производительность аппаратов и сравнительно небольиое количество операций, что значительно сокращает размеры установок и дает возможность организовать переработку топлива непосредственно на реакторной плоиддке.

Но они не позволяют, в чистом виде извлекать ряд ценных продуктов деления, для извлечения и очистки которых необходимо применять водные методы.

Кроме того, к недостаткам этих методов следует отнести большую сложность управления высокотемпературными процессами.

В методе летучести фторидов не решен в практической технологии вопрос стабилизации плутония в виде гексафторида, который восстанавливается до-тетрафторида даже под действием собственного альфа-излучения, что существенно затрудняет его выделение и очистку.

В связи с тем, что пока нет надежного варианта выделения урана, нептуния и америция во фгоридной технологии и в процессах, протекающих в расплавах солей, следовательно, неизбежны недопустимые концентрации актинидов в радиоактивных отходах. В связи с этим целесообразна комбинация водных и сухих процессов.

В работе рассмотрены различные варианты аква-фгор-процесса. Одна из схем гипотетического варианта регенерации отработавшего реакторного топлива с фторированием в начале переработки приведена на рис.5.

Твэлы

Расплав

Расплавление оболочки

Нелетучий «— остаток (п.д.)

На выдержку и переработку водными методами

Г

Дефицит фтора

Пн переработку Фторирование урана

Твердый остаток (Ри, Нр, п.д.)

-»Гексафторид урана

Сорбция на КаР (400®С)

Сорбент

(п.д.)

Г

Избыток фтора

Фторирование плутония Гексафторид урана

Газ (Ри, Ыр, и, п.д.) Сорбция на мвка

(200* С)

урана товарный

Гидролиз в азотнокислом р-ре с добавлением Гексафторид нитрата алюминия

1

Переработка по пьюрекс-процессу

В могильник или на переработку

-♦ Сорбент (п.д.)

1

В могильник или на переработку

Рис.Б. Принципиальная схема гипотетического процесса аква-фтор с фторированием в начале переработки

В главе 7 рассматриваются современные проблемы радиоэкологии в ядерном топливно-энергетическом комплексе, которые классифицированы в последовательности движения топлива по звеньям топливного цикла, - а также проанализированы в связи с изменениями структуры комплекса, происходящими в последние годы.

Обращается внимание на необходимость исследования совместного действия радиации и химических токсикантов, а также организации тщательного контроля конверсионной продукции.

На практике идет перепрофилирование заводов на переработку нера диоактивного сырья, что требует больших масштабов дезактивации обору дования и переработки дезактивирующих растворов, при этом особое внимание нужно уделить безопасному хранению прошлых радиоактивных отходов и содержанию хвостохранилии.

В главе 8 проанализирован опыт подготовки специалистов-технологов в Государственном центральном институте повышения квалификации.

Определены основные цели совместного обучения специалистов раз -личных звеньев ядерного топливного цикла.

Проанализированы учебные программы.

Выделены основные блоки программ для специализаций "Технологии ядерного топливного цикла", "Технологии перерабатывающих отраслей промышленности", "Современная гидрометаллургия", "Технологии чистых и особо чистых материалов":

- критерии выбора технологий (в том числе экологические);

- характеристика основных технологических процессов и направления развития технологий;

- надежность и безопасность сложных технических систем;

- управление качеством технологии и.продукции,

"- применение персональных ЭВМ в управлении технологическими процессами, для анализа технологических и аналитических данных.

Разработана структура автоматизированного банка технологических данных, фактографическая база данных реализована с использованием пакета прикладных программ CLIPPER.

На основании анализа технологий на кафедре подготовлено и издано за последние б лет 8 учебных пособий и 4 обзора технологий.

30

Основные выводы

1. Проведен системный анализ технологий ядерного топливного цикла как единого комплекса.

2. На основе схемы ядерного топливного цикла с учетом альтернативных технологических вариантов построена экономика-математическая модель производства топлива для легководных реакторов с целью оптимизации цикла по минимуму приведенных затрат.

3. Разработан ряд экономике-математических моделей горно-металлургических производств с комплексной переработкой минерального сырья для расчета прибыли, приведенных затрат, себестоимости продукции комплексных производств. •

4. Предложена схема переработки "конечных отвалов" иаотопно-разделительного производства до металла с утилизацией фтора.

5. Исследован ряд гетерогенных реакций во фгоридных системах в условиях изотопно-равделительного производства с идентификацией продуктов и определением термодинамических и кинетических характеристик.

6. Предложена и реализована в промышленных условиях схема сорб-ционной переработки газов изотопно-разделительного производства с целью извлечения гексафторида урана и его очистки от сопутствующих летучих фторидов..

7. Исследованы и проанализированы технологии производства твэлов и тепловыделяющих сборок легководных реакторов. Разработан ряд математических моделей циркониевого производства, в том числе предложен и апробирован метод статистического анализа качества твальных оболочек с использованием алгоритма пошаговой многомерной регрессии. *

8. На основании анализа радиохимических технологий по переработке отработавшего ядерного топлива обоснована целесообразность использования комбинации водно-акстракционных и пирохимических методов. Обоснована схема аква-фтор процесса с фторированием в начале переработки.

9. Определены основные радиоэкологические проблемы ядерного топливного цикла в условиях иаменений его структуры, происходящих в настоящее время.

10. Разработана структура автоматизированного банка техиологич-ческих данных. Фактографическая бааа технологических данных реализована на пакете прикладных программ CLIPPER, который адаптирован для использования непрофессиональным пользователем, разработаны инструкции и другие необходимые рабочие материалы.

Таким образом, ядерный топливный цикл представляет собой единый комплекс, оптимизацию которого необходимо проводить по обобщенной модели, включающей все технологические переделы. В качестве критериев оптимизации могут быть использованы как минимум затрат на производство так и минимум отходов.

Реализация системного подхода к ядерным технологиям дает специалистам-исследователям, конструкторам, проектировщикам и эксплуатационщикам механизм совершенствования производства, учитывающий взаимное влияние не только смежных звеньев цикла, но и более удаленных друг от друга по технологической цепочке, а также возможность расширения использования достигнутых в практике отдельных заводов высокоэффективных технических и организационных решений.

При совершенствовании и развитии технологий ядерного топливного цикла следует учитывать изменение философии современного промышленного развития: на темпы роста и обьемы производства, но прежде всего безопасность эксплуатации и экологическая безопасность.

Содержание диссертации отражено в следующих работах

1. Лебедев В.М. Ядерный топливный цикл. /Под ред. Галкина Н.П. -Ы.: ЦНИИАИ, 1977. - 99 с.

2. Лебедев В.М. Ядерный топливный цикл. - Обнинск: ЦИЛК, 1991. - 137 с.

3. Лебедев В.М. Состояние и основные направления развития ядерного топливного цикла, -г Обнинск: ЦИПК, 1991. - 50 с.

4. Лебедев В.Ы., Кернич А.П. Математическое моделирование производства топлива для АХ // Технический прогресс в атомной промышленности. Сер.: Твэлы, 19ЭЗ, 2(2)., - С.73-76.

5. Петрищев B.C., Лебедев В.М., Гусев В,В., Тябин В.Н. Математическая модель управления циркониевым производством. // Технический прогресс в атомной промышленности. Сер.: Твэлы, 1985, 219. - С.51-55.

6. Водолазов Л.Н., Лебедев В.М., Буран В.Б., Березов В.И., Абрамов B.C. Моделирование ядерного топливного цикла и гидрометаллургической переработки урановорудного сырья: Отчет о НИР /.ВНИЮТ. -¿нв. » ТИ/132; ГР Х08789. - М., 1981. - 64 с.

7. Лебедев В.М., Березов В.И. Математическое моделирование 1роизводства по переработке лопаритового концентрата: Отчет о НИР/ ШК. - Инв * 1177, 1988. - 24 с.

8. Лебедев В.М., Филиппов Е.А. Теоретические вопросы комплексооб-рааования металлов. - М.: ЦНИИАИ, 1974. - 76 с.

9. Лебедев. В.М., Зуев В.А. Актиниды. Химические свойства, комплексообразование. - М.: ЦНИИАИ, 1974. - 104 с.

10. Галкин Н.П., Серегин Ь..Б.„ Леднев Е.Ф., Лебедев В.М., Ананьева Л. Взаимодействие гексафгорида урана с фторидами щелочных и ишлочно-земельных металлов: Тезисы докладов 1-й Всесоюзной конференции по химии урана. - Москва, март, 1974. - С.74.

11. Лебедев.В.М., Серегин М.Б., Уткин В.А. Исследование кинетики взаимодействия фтористого водорода с фторидом бария: Отчет о НИР/ ВНИИХТ. - Инв. » ТИ-634. - М., 1974. - 27 с.

12. Лебедев В.М., Серегин М.Б., Уткин В.А. Исследование кинетики поглощения фтористого водорода на фториде бария из разбавленных газовых смесей: Отчет о НИР / ВНИИХТ. - Инв. » ТИ-635. - М., 1974. - 63 с.

13. Анализ и стимулирование качества продукции циркониевого производства: Отчет о НИР/ ЦИПК; Научи.рук.работы Петрищев B.C., Лебедев В.М. - ГР УБ6917; Инв. * Е47163, 1984. - 39 с.

14. Статистический анализ качества твэльных труб: Отчет о НИР/ ЦИПК; Научн.рук.работы Петрищев B.C., Лебедев В.Ы. - ГР У18091; Инв. » ЕБ4720, 1986. - 40 С.

15. Анализ результатов эксплуатации задачи "Расчет оборотов": Отчет о НИР / ЦИПК; Научн.рук.работы Петрищев B.C., Лебедев В.М. - ГР У56Э17; Инв. * Л01347, 1983. - 63 с.

16. Анализ результатов опытной эксплуатации системы межцехового номенклатурного планирования: Отчет о НИР / Научн.рук.работы Петрищев B.C., Лебедев В.Ы. - ГРХ35Б30; Инв, * Е66736, 1987. - 95 с.

17. Лебедев В.М., Егоров H.H., Субботин В.И. Стратегия развития радиохимической технологии // Радиоэкологические проблемы в ядерной энергетике и при конверсии производства: Рефераты докладов/ XV Менделеевский съезд. Обнинский симпозиум. - 1993. - Т.2, доклад 8.3.

- С.23-24.

18. Лебедев В.М., Руднев Ю.П., Сенкевич B.C. Повышение квалификации специалистов ядерного топливного цикла в ЦИПК // Технический прогресс в атомной промышленности. Сер.: Твзлы, 1987, И17). - С.52-Б4.

19. Лебедев В.М. Совместное повышение квалификации специалистов всех звеньев ядерного топливного цикла // 3-я конф. ЯО "Ядерные технологии в завтрашнем мире": Сборник тезисов. - Санкт-Петербург, 1992. -С.120-123.

20. Лебедев В.М. Опыт проведения семинаров со специалистами отрасли в ЦИПК по теме "Конверсия ядерных технологий" // Отраслевая конференция "Перспективные материалы и вещества высокой чистоты, продукция на их основе, прогрессивные технологии": Сборник тезисов. -Обнинск, 1991. - С.70.

21. Лебедев В.М., Звонарев В.П. Опыт повышения квалификации в ЦИПК Минатома РФ по направлениям: ядерная энергетика и окружающая среда, безопасность АЭС," ядерный топливный цикл, конверсия ядерных технологий, пропаганда атомной энергетики // 4-я конференция ЯО "Ядерная энергетика и безопасность человека": Рефераты конференции. - Нижний Новгород, 1993. - Ч.И. - С.1341-1342.

22. Лебедев В.М. Основные направления развития ядерной энергетики и повышение квалификации кадров. // Отраслевая научно-методическая конференция: Сборник тезисов. - Обнинск, 1988. - С.108-109.

23. Разработка объектографической базы данных горно-металлургических и машиностроительных технологий: Отчет о НИР / ЦИПК; Научн.рук. Лебедев В.Н.- ГР Ф37259; Г17582; Инв. й 7478, 1989. - 128 с.

24. Разработка системы обобщения технологического опыта и анализа технологий на основе автоматизированной базы данных: Отчет о НИР / ЦИПК; Научн.рук. Лебедев В.М. - ГР Ф37259; Инв. » 7392, 1990. - 113 с.

25. Фандеев М.А., Лебедев В.М. Циклические массообменные процессы. - Обнинск: ЦИПК, 1991. - 54 с.

26. Егоров H.H., Лебедев В.М. Экологические проблемы в современном ядерном топливно-энергетическом комплексе // Радиоэкологические проблемы в ядерной энергетике и при конверсии производства: Рефераты докладов / XV Иэнделеевский съезд. Обнинский симпозиум. - 1993. - Т.2, доклад 8.3. - С.21-22.

27. Лебедев В.М. Экологические проблемы при конверсии ядерных технологий. // Радиоэкологические проблемы в ядерной энергетике и при конверсии производства: Рефераты докладов / XY Шнделеевский съезд. Обнинский симпозиум. - 1993. - Т.2, доклад 10.1. - С.156-158.