автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.02, диссертация на тему:Кондиционирование радиоактивных отходов с использованием энергии порошкообразных экзотермических смесей

Введение.

1. Обзор литературы.

1.1. Основные виды радиоактивных отходов и способы их кондиционирования.

1.1.1. Опыт обращения с зольным остатком от сжигания. твердых РАО.

1.1.1.1. Компактирование, цементирование и битумирование. зольного остатка.

1.1.1.2. Высокотемпературные способы переработки. зольного остатка.

1.1.2. Обращение с радиоактивно загрязненными грунтами.

1.1.3. Обращение с отработанными сорбентами.

1.2. Горение как технологический процесс.

1.2.1. Общее понятие о процессах горения.

1.2.2. Условия осуществления процессов горения.

1.2.3. Типы окислителей и восстановителей.

1.2.4. Применение процесса горения для переработки РАО.

1.3. Выводы по литературному обзору.

2. Термодинамический анализ процессов термохимического кондиционирования РАО.

2.1. Расчет составов тепловых основ.

2.2. Оптимизация составов реакционных смесей.

2.2.1. Расчет оптимального состава для кондиционирования зольного остатка, грунта, клиноптилолита.;.

2.3. Выводы по главе 2.

3. Экспериментальная часть.

3.1. Основные методики, оборудование и методы исследований.

3.2. Характеристики радиоактивных отходов: зольного остатка, грунта, клиноптилолита.

3.3. Краткая характеристика компонентов тепловой основы.

3.4. Исследование технологической безопасности реакционных смесей

3.5. Подготовка экзотермических реакционных смесей и синтез стеклоподобных материалов.

3.6. Исследование кондиционирования зольного остатка с использованием тепловой основы, содержащей сложный окислитель.

3.7. Исследование кондиционирования РАО с использованием тепловой основы, содержащей окислитель КМПО4.

3.7.1. Измерение температуры и исследование уноса компонентов и радионуклидов во время процесса.

3.7.2. Исследование физико-химических свойств, состава и структуры образцов конечного продукта.

3.7.2.1. Свойства конечного продукта.

3.7.2.2.Состав и структура конечных продуктов.

3.7.2.3. Устойчивость конечных продуктов к воздействию водного раствора.

3.8. Эксперимент на опытном стенде.

3.8.1. Конструкция опытного стенда.

3.8.2. Основные результаты экспериментов.

3.8.3. Изучение возможности хранения/захоронения стеклоподобных конечных продуктов в приповерхностных хранилищах.

3.9. Выводы по главе 3.

4. Разработка опытной установки для термохимического кондиционирования РАО.

4.1. Состав и конструктивное исполнение установки.

4.1.1. Параметры РАО и технические характеристики.

4.1.2. Состав установки.

4.1.2.1. Устройство узлов и систем установки.

5. Выводы.

Широкое использование ядерной энергии и радиоактивных изотопов в мирных целях приводит к возникновению большого и все возрастающего количества радиоактивных отходов. Обращение с радиоактивными отходами является одной из важных проблем развития ядерной энергетики и различных видов технологий, связанных с применением радиоактивных веществ и источников.

К радиоактивным отходам (РАО) относятся не подлежащие дальнейшему использованию материалы, изделия, оборудование, объекты биологического происхождения, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные действующими нормативными правовыми актами [1], отработавшее ядерное топливо, отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, извлеченные из недр и складируемые в отвалы и хвосто хранил ища породы, руды и отходы обогащения и выщелачивания руд, в которых содержание радионуклидов превышает установленные нормативные уровни. Значительные количества отходов в настоящее время представлены грунтами, пульпами, сорбентами, конструкционными материалами. Все образующиеся РАО должны быть переработаны и превращены в безопасную для человека и окружающей среды форму, пригодную для долговременного хранения или захоронения. Для обезвреживания РАО используют и предлагают разнообразные технологии. Для решения определенных практических задач, например, снижения объема радиоактивных отходов, включения в устойчивую монолитную матрицу пригодную для долговременного хранения, эти технологии оказались малоэффективными.

Проблему представляет переработка РАО, которые имеют разнообразный состав (химический, радионуклидный и гранулометрический) и могут содержать обломки кирпичей, строительный мусор, растительные остатки и т.п. К таким отходам, в частности, относятся зольный остаток от сжигания РАО, загрязненные радионуклидами грунты, отработанные неорганические сорбенты и др. Как правило, эти отходы относятся к классу среднеактивных и низкоактивных РАО, имеют в своем составе большую долю стеклообразующих компонентов. Особенностью указанных РАО является их большие количества при небольшой доле радионуклидов, которые могут быть представлены широким спектром: (3 - у - излучающие радионуклиды, а - излучающие радионуклиды, активность которых, например, в зольном остатке может превышать активность (3 - у -излучающих радионуклидов.

В наше время очевидна необходимость эффективно использовать площади, занимаемые хранилищами радиоактивных отходов и производственные помещения, т.к. стоимость захоронения/хранения постоянно возрастает. Добиться эффективного использования хранилищ можно за счет снижения объемов отходов и заключения содержащихся в них радионуклидов в надежную экологически безопасную матрицу.

Радиоактивные отходы, как правило, кондиционируют и хранят в специально оборудованных хранилищах. Технологии кондиционирования отходов с получением, например, цементной или битумной матрицы, достаточно хорошо изучены и отработаны.

Процессы цементирования и битумирования РАО являются наиболее простыми. Однако они имеют ряд недостатков: увеличение объема радиоактивных отходов, сравнительно невысокая стойкость конечных продуктов к воздействию агрессивных факторов окружающей среды. Значительного сокращения объема РАО добиваются при использовании высокотемпературных технологий кондиционирования РАО, таких как остекловывание, получение керамических, стеклокерамических и минералоподобных материалов. Указанные способы позволяют получить долговечный, стойкий к воздействию окружающей среды конечный продукт и значительно снизить объемы РАО. Такие технологии, обычно, подразумевают использование сложного плавильного или нагревательного оборудования, развитой газоочистительной системы, т.к. процессы сопровождаются значительными уносами радионуклидов, а также решение вопросов утилизации вторичных РАО и др.

Поэтому разработка новых технологий и устройств для кондиционирования РАО, обеспечивающих получение монолитных конечных продуктов для надежной и компактной изоляции радионуклидов при незначительных капитальных затратах и затратах электроэнергии'является весьма актуальной.

Настоящая работа посвящена разработке нового способа термохимического кондиционирования РАО: зольных остатков, загрязненных грунтов и отработанных неорганических сорбентов. Способ позволяет осуществить процесс без использования сложного плавильного оборудования и подвода электроэнергии, получить монолитный конечный продукт и снизить объем радиоактивных отходов. Предлагаемый способ термохимического кондиционирования основывается на использовании энергии окислительно-восстановительных смесей, в состав которых входят РАО и тепловая основа, состоящая из компонентов восстановителей и окислителей.

Разрабатываемый способ заключается в следующем: радиоактивные отходы, представленные, в нашем случае, зольным остатком, грунтом, неорганическим сорбентом-клиноптилолитом, смешивают с компонентами тепловой основы и загружают в тигель-контейнер. В смеси, посредством теплового импульса, инициируют окислительно-восстановительные реакции, в течение которых происходит выделение тепла, достаточного для получения расплава из всех компонентов смеси. После завершения реакции происходит охлаждение расплава до получения твердого монолитного продукта.

Научная новизна работы состоит в том, что: показана возможность термохимического кондиционирования РАО (зольного остатка, грунта, неорганического сорбента), основанного на использовании энергии порошкообразных окислительно-восстановительных смесей; для прогнозирования возможности термохимического кондиционирования зольного остатка, грунта, клиноптилолита впервые применен термодинамический анализ, который позволил произвести температурно-тепловые расчеты тепловых основ, получить расчетные данные о температурах, теплотворной способности, количестве и составе конденсированных фаз для реакционных смесей, содержащих разные виды РАО, построить треугольные диаграммы «состав-свойство», выражающие зависимость температуры горения реакционных смесей от состава и позволяющих выбирать составы реакционных смесей, обеспечивающих заданную температуру; - разработаны новые составы реакционных смесей с тепловой основой силикокальций-алюминий-перманганат калия для термохимического кондиционирования РАО; изучено влияние состава реакционных смесей на параметры процесса термохимического кондиционирования РАО: продолжительность, температуру, унос аэрозолей, радионуклидов, состав газовой фазы; показано, что конечный продукт термохимического кондиционирования представляет собой стеклоподобный материал, состоящий, преимущественно, из стеклофазы с включениями кристаллического и металлического характера. Практическая ценность работы заключается в том, что на основании проведенных исследований и полученных результатов: 8

1) разработана технологическая схема процесса термохимического кондиционирования зольного остатка, грунта, неорганического сорбента (на примере клиноптилолита), что позволит: осуществить высокотемпературную переработку РАО без использования сложного нагревательного оборудования; снизив этим затраты электроэнергии; сократить объем РАО и получить монолитный конечный продукт с характеристиками, удовлетворяющими требованиям, предъявляемым к отвержденным радиоактивным отходам;

2) разработано техническое задание на разработку и техническое предложение на опытную установку термохимического кондиционирования РАО, параметры которой позволяют выполнить установку в мобильном варианте, что обеспечит возможность, при необходимости, переработки радиоактивных отходов непосредственно на месте их образования.

Представленная работа выполнена в соответствии с планом научно-исследовательских работ ГУП МосНПО «Радон», при поддержке Министерства, науки и технологий Российской Федерации (проект 01.02.02.054 ГНТП «Новые материалы»), Московского комитета по науке и технологиям (проект МКНТ 8.3.3. «Разработка термохимического способа кондиционирования отходов, образующихся в результате радиационно-аварийных работ в г. Москве»),

1. Обзор литературы

5. Выводы

1. Предложен способ термохимического кондиционирования зольного остатка, грунта, отработанного сорбента клиноптилолита, который заключается в получении стеклоподобных монолитных матриц за счет энергии окислительно-восстановительных порошкообразных смесей.

2. Для определения возможности проведения термохимического кондиционирования радиоактивных отходов применен метод термодинамического анализа, выполненный с использованием программного комплекса АСТРА. Произведены расчеты температуры, величины тепловыделения, количества конденсированной и газовой фаз для реакционных смесей с различными видами радиоактивных отходов. Расчетные данные показывают, что смеси с тепловой основой силикокальций-алюминий-перманганат калия наиболее пригодны для проведения термохимического кондиционирования зольного остатка, глинистого грунта, клиноптилолита. Расчетные значения температуры находятся в интервале 1850-2000 К, выделяющегося тепла - 2400-3080 кДж/кг.

3. Экспериментально подтверждена возможность термохимического кондиционирования радиоактивных отходов, содержащих стеклообразующие добавки, смесями с тепловыми основами силикокальций -алюминий-перманганат калия. Получены конечные продукты, содержащие 50-60% зольного остатка, 45-56% грунта, 50-55% клиноптилолита.

4. Изучено влияние состава смеси на значения параметров процесса термохимического кондиционирования: температуру, унос аэрозолей, радионуклидов. Установлено, что увеличение содержания отходов в смеси приводит к снижению температуры и снижению уноса радионуклидов и аэрозолей.

5. Изучены состав, структура и свойства конечного продукта. Установлено, что конечный продукд в основном, представлен стеклофазой, которая составляет 80-90 %. Наряду со стеклофазой присутствует кристаллическая фаза, которую представляют кальсилит, лейцит, нагелыпмидтит и др., а также металлический сплав. Кристаллические фазы, образующиеся в материале, наряду со стеклом, способны аккумулировать радионуклиды, содержащиеся в отходах.

6. Полученные образцы конечных стеклоподобных материалов по основным с показателям соответствуют требованиям, предъявляемым к отвержденным

137 7 5 2 радиоактивным отходам: скорость выщелачивания Cs составляет 10" -10" г/см сутки, механическая прочность на сжатие составляет 9-20 МПа.

7. Параметры термохимического кондиционирования - температура, количество и состав газовой и конденсированной фаз, определенные экспериментально, удовлетворительно согласуются с результатами термодинамического моделирования.

8. Проведены стендовые испытания термохимической технологии кондиционирования радиоактивных отходов. Они показали, что безопасность процесса обеспечивается невысоким уносом радионуклидов и аэрозолей при кондиционировании 1 радиоактивных отходов: унос радионуклида Cs не превышает 2% от его содержания в исходной реакционной смеси; суммарная доля аэрозолей составляет 1-2 % от массы смеси в тигле-контейнере; максимальное количество аэрозолей ( 90% ) выделяется в первые 2-3 минуты после инициирования процесса. Концентрация оксидов углерода, оксидов азота и водорода в отходящих газах не превышает ПДКрз.

9. Разработана технологическая схема термохимического кондиционирования зольного остатка, грунта, клиноптилолита. Основные узлы технологической схемы реализованы в стендовой установке и успешно испытаны на зольном остатке с установки сжигания «Факел» ГУП МосНПО «Радон» и радиоактивном грунте.

10. Разработаны техническое задание на опытно-конструкторскую разработку установки для термохимического кондиционирования радиоактивных отходов производительностью 15кг/ч, техническое предложение с пояснительной запиской

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы. -М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России. -1999. -116с.

2. Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М. Энергоатомиздат. -1984. -С. 183

3. Соболев И. А., Хомчик JI.M. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М. Энергоатомиздат. -1983. 128с

4. Шведов В.П., Седов В.М., Рыбальченко В.П. Ядерная технология. М. Атомиздат. -1979.

5. Технология переработки облученного ядерного топлива. Под ред.В.В. Громова. М. Энергоатомиздат. -1983.

6. Status of technology for volume reduction and treatment of low and intermediate level solid radioactive waste. //Technical Reports Series №360. Int. Atomic Energy Agency. Vienna. -1994. -P.79-82.

7. РД 95 10497-93. Качество компаундов образующихся при цементировании жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровней активности. Технические требования. -М. -1993.

8. ГОСТ Р50926-96. Отходы высокоактивные отвержденные. Общие технические требования. -Изд-во стандартов. -1996.

9. Заявка, Япония, № 03180800-А, МКИ G21F9/30. Способ отверждения прокаленной золы. Опубл. 04.08.91

10. Вишневский А.С., Данилов А.А., Кожемяко JI.H. и др. Включение зольных остатков в керамические матрицы на основе глин. // Радиохимия. -1988. -№6 -С.811-816

11. Алой А.С., Кузнецов Б.С., Раков Н.А. Кондиционирование радиоактивных отходов путем включения в керамические матрицы на оснобе глин. // Атом, энергия. -1995, -Т.78, -Вып. 5. -С.305-311

12. Лифанов Ф.А., Стефановский С.В. Силикатные стекла и стеклокерамика для иммобилизации радиоактивной золы с установки сжигания органических отходов. //Радиохимия. -1990, -Т.32. -№3. -С.166-171.

13. Riege U., Dippel Th., Kartes H.In. Manag. of Alphacontaminated Wastes. IAEA. Viena. -1981. -P.355-368

14. Лифанов Ф.А., Стефановский C.B. и др. Иммобилизация радиоактивной золы в стекле. //Физика и химия стекла . -1991. -Т. 17. -№5. -С 810-815.

15. Rittscher D., et al., Recent GNS experience wiht conditioning of residues from incineration of radioactive waste. // Congress on Treatment and Conditioning of Radioactive Incinerator Asches. Aix-en-Provence. France. -1990. -P.22.

16. Рожанская A.M., Игнатенко Л.А. Роль гетеротрофных микроорганизмов в коррозии бетона. // Материалы III Всесоюзн. Конф. по биоповреждениям. Донецк, 19-20 октября 1987г. Тезисы докладов. 4.1. -М. -1987.

17. Смирнов Ю.В., Архангельский И.А. и др. Научно-экспериментальная база атомной промышленности зарубежных стран. Справочник. -М. Энергоатомиздат. -1987.

18. Патент, ГДР, № 211009, МКИ G 21 F 9/28. Способ уменьшения объема твердых радиоактивных отходов атомных электростанций.

19. Заявка, ФРГ, № 3341748-А1, МКИ G 21 F 9/32 Способ и печь для ликвидации радиоактивных отходов. Опубл. 30.05.85.

20. Заявка, Япония, № 59104597, МКИ G 21 F 9/06. Способ обработки радиоактивных отходов. Опубл. 16.06.84.

21. Патент, Россия, № 2142657, МКИ G21F9/28,9/16. Соболев И.А., Баринов С.А., Лифанов Ф.А., Варлаков А.П. и др. «Способ цементирования твердых радиоактивных отходов, содержащих мелкозернистые материалы.»

22. Патент, ФРГ, № 3215508, МКИ G 21F 9/16. Способ фиксации радиоактивных отходов.

23. Патент, Япония, № 320131, МКИ G 21 F 9/30. Способ отверждения прокаленной золы.

24. Авт. свид. СССР, № 1512384 А1, МКИ G 21 F 9/16. Способ переработки радиоактивной золы.

25. Патент, Россия, № 2137229, МКИ G 21 F 9/16. Алой А.С., Коварская Е.Н., Кольцова Т.И., Е. Мачерет, Т.Тодц, Д.Гомберг. Способ фиксации зольных остатков от сжигания радиоактивных и токсичных отходов.

26. A. S. Wagh, D. Singh, S.-Y. Jeong, M. Dorf. " Leaching Behavior of Phosphate-Bonded Ceramics Waste Forms", Proceedings of the 1996 Annual Meeting of the Amer. Cer. Soc., Indianapolis. IN. April 14-17. -1996.

27. Патент. Япония, №320131, МКИ G21 F 9/30. Способ отверждения прокаленной золы.

28. Yang H.S., Chu S.J. Incinerat. Conf. ,Knoxville,Tenn„ May 13-17. -1991. -C. 251-257.

29. Kertesz С., Coutois. С. The starting up of a pilot plant for radioactive incineration ash conditioning, results of two embedding process. WM-90 ( Proc. Symp. Tucson. 1990) -p.423.

30. Karita Y. The induction heat melting/solidification system for low level radioactive incineration ash. Paper presented at Congress on Treatment and Conditioning of Radioactive Incineration Ashes. Aix-en-Provence, France. -1990. -P. 149

31. Евстропьев K.C., Торопов H.A. Химия кремния и физическая химия силикатов. Промстройиздат. -М. -1950. -363с.

32. Лифанов Ф.А. Высокотемпературное кондиционирование радиоактивных отходов низкого и среднего уровней активности. Автореферат докторской диссертации. -М. -2000. -48с.

33. Соболев И.А., Лифанов Ф.А., Стефановский С.В. и др. Улетучивание компонентов при электроварке стекла. // Стекло и керамика. -1987. -№2. -С.14-15

34. Стефановский С.В., Лифанов Ф.А. Синтез, структура и свойства боросиликатных стекол и стеклокристаллических материалов на основе золы органических отходов. //Неорганические материалы. -1989, -Т.25. -№3. -С.502-506.

35. Nomura I., Nagaya К., Hasimoto Y., Trans. Amer. Nucl. Soc. -1985. -P.74-75.

36. Palmer C., Mellinger G., Russin J., Manag. of Alpa-contam. Wastes. -1981. -P.339-354.

37. Burrill F„ Proc. Can. Nucl. Soc. 2-nd Ann. Met. -1981. -P.363-369.

38. Лифанов Ф.А., Стефановский С.В., Соболев.И.А. Фиксация в стекло радиоактивной золы. // XV Международный Конгресс по стеклу. Труды . Л. Наука.' -1989. -Т. ЗЬ. -С.202-205.

39. Joan A., et al., Conditioning process for incinerator asches. // CEA-CONF-11419, paper presented at Congress on Treatment and Conditioning of Radioactive Incinerator Asches, Aix-en-Provence. France (1990). -P. 139.

40. Komatsu F., et al., Development of a new solidification method for wastes contaminated by plutonium oxides. // Management of Alpha-Contaminated Wastes(Proc. Symp. Vienna, 1980). IAEA. Vienna. -1981. -Р.325/

41. Лащенова Т.Н., Стефановский С.В., Никонов Б.С., Омельяненко Б.И., Юдинцев С.В. Стеклокристаллические формы радиоактивных отходов, полученные методом индукционного плавления в холодном тигле. //Перспектив, материалы. -1998. -№2. -С.67-72.

42. Lashtchenova T.N., Stefanovsky S.V. Immobilization of Incinerator Ash in Synroc-Glass Material // ГГЗ Conf. Int. Conf. on Incineration and Thermal Treatment Technologies. Salt Lake City. -1998. Proceedings. -P. 603-607.

43. Лащенова Т.Н., Стефановский C.B., Титанагно-цирконатно-силикатная стеклокерамика для иммобилизации актинидсодержащего шлака. //2-ая Российская конференция по радиохимии, г. Димитровград, 27-31 октября 1997г. -С. 152-153.

44. Lashtchenova T.N., Stefanovsky S.V. Immobilization of Incinerator Ash in Synroc Type Form. // IT3 Conf. on Incineration and Thermal Treatment Technologies. Orlando. 1999. CD Rom. Rep. 5-4.

45. Лащенова Т.Н. Стеклокристаллические плавленые материалы на титанатной и титано-силикатной основах для иммобилизации радиоактивных отходов. Автореферат кандидатской диссертации. -М. -1999. -20с.

46. Willi Fritz G., Remowing toxic substances from the soil using electrochemistry. //Chem. And Ind., 1995, №10, p. 376-379.

47. Чиркст Д.Э., Литвинова Т.Е., Черемисина О.В., Стрелецкая М.И. Опытная технология дезактивации грунтов, загрязненных радионуклидом 90Sr. // Радиохимия. -2201. -Т.42. -№3. -С.475-478.

48. Brian P. Volatilization of Cesium-137 from Soil with Chloride Amendments during Heating and Vitrification. //Environ. Sci.Technol. -1994. -V28.-P.1116-1123.

49. Kaneko Naoya, Muraoka Motoshi, Tasaka Hiroshi. // Nihon genshiryoku gakkaishi. J. Atom. Energy Soc. Jap. -1992. -V.34. -№9. -P.42-47.

50. Зимон А.Д., Пикалов В.К. Дезактивация. -М. Издат. -1994. -С. 255-258

51. Соболев И.А., Дмитриев C.A., Баринов A.C., Варлаков А.П. и др. Синтез и применение неорганического вяжущего материала на основе радиоактивных отходов. //Атомная энергия. -1995. -Т.78. -Вып. 5. -С. 312-315.

52. Патент, США, № 5495062 А, МПК G 21F 9/00, В 03В 5/28 " Способ очистки загрязненной радиоактивными веществами почвы". Опубл. 27.02.96.

53. Патент, Россия, № 2094867, МПК G 21F 9/28, " Способ дезактивации грунтов от цезия-137".

54. Вдовина Е.Д., Радюк Р.И., //Радиохимия. -1992. -Т.20. -№2. -С. 746.

55. Прозоров Л.Б., Комарова Н.И., Молчанова Т.В., Смирнов Д.И., Хорозова О.Д. Выщелачивание 137Cs из загрязненных грунтов различными реагентами. // Радиохимия. -1997. -Т.39. -С.284-288.

56. I.S.Tixier, L.E.Tompson. In situ vitrification: providing a comprehensive solution for pemediation of contaminated soils. // Intern. Conf. on Nuclear Waste Manag. and Environ. Remediation. Praque, -1993. -V. 2. -P.47-59.

57. Nuclear Engineering International. -1995. -V. 40. -N493. -P.22-23

58. Fossil Fuel-Fed Soil Classification Achieves More Cost-Effective Melt.- Environ. Remediat. Technol. -1995. -V.l. -N5. -P. 44-45.

59. Contaminated Soil Treated In-Situ Using Radio-Frequency Heating.-Environ. Remediat. Technol. -1995. -V.l. -P.30-31.

60. Benda G.A. Commercial in Treating U.S. Department of Energy Mixed Waste. 1993 Intern. Conf. on Nuclear Waste Manag. and Environ. Remediation. Praque. -1993. -V.2. -P.385-390.

61. Кузнецов Ю.В., Щебетковский B.H., Трусов А.Г. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений. -М. Атомиздат. -1974. -359с.

62. Проспект фирмы IVO, Финляндия. -1995.

63. Harjula R., Lehto Y„ Tusa E., Paavola A. // nucl. Technol. -1994. -V.107. -N3. -P.272-278.

64. Богданович Н.Г., Коновалов Э.Е., Старков О.В., Кочеткова Е.А. и др. Сорбционное выделение из жидких радиоактивных отходов цезия и стронция и их иммобилизация в геоцементы. //Атомная энергия. -1998. -Т.84. -Вып. 1. -С. 16-20.

65. Автор, свид. СССР, № 1547578, МПК G 21 F 9/34, Способ получения монолитных блоков для длительного хранения отработанных радиоактивных неорганических сорбентов.

66. Radioactive cleanup aided by new waste removal process. //Nuclear News. -1995. -V. 38. -N. 2, -P.28

67. Котельников А.Р., Бычков A.M., Зырянов В.Н. и др. Фазовое превращение цеолита в полевой шпат способ создания алюмосиликатных матриц для связывания радионуклидов // Геохимия. - 1995. - №10. -С.1527-1532.

68. Ringwood А.Е., Kesson S.E., Ware N.G. et al. The Synroc-process: a geochemical approach to nuclear waste immobilization // Geochem. Journ. -1979. -V.13. -N.4. -P. 141-165.

69. Мержанов. А.Г. В сб.: "Процессы горения в химической технологии и металлургии". Черноголовка. -1975. -С.29.

70. Антонов В.Н., Лапидус А.С. Производство ацетилена. -М. «Химия». -1972. -230с.

71. Зуев В.П., Михайлов В.В. Производство сажи. -М. «Химия». -1970. 198с.

72. Дубровин А.С. Перспективы развития алюмотермического производства. В сб. Производство ферросплавов. -М. Металлурги. -В.2. -1973.

73. Ситтиг М. Процессы окисления углеводородного сырья. -М. Химия. -1970.

74. Parkin I.P., Kuznetsov M.V., Parkhurst Q.A. Self propagating higt temperature synthesis of BaFei2-xCrxOi9 and Lio,5Fe2,5.xCrx04. // J. Mater. Chem. -1999. -V9. -Nl. -P.273-281.

75. Зельдович.Я.Б. //Ж. экспериментальной и теор. физики. -1941. -№11. -С. 1.

76. Мержанов А.Г. Самораспространяющийся высокотемпературный синтез // Физ.химия. Современные проблемы. -М. -1983. -С. 6-44.

77. Мержанов А.Г. Проблемы технологического горения. В сб. Процессы горения в химической технологии и металлургии. Черноголовка. -1975. -С.9-26.

78. Шидловский А.А. Основы пиротехники. -М. Машиностроение. -1973. -320с.

79. Карапетьянц М.Х., Дракин С.И. Общая и неорганическая химия. -М. Химия. -1981.

80. Вредные химические вещества. Неорганические соединения элементов IV-VIII групп. Справочник под общ. ред. В.А. Филова. -Л. Химия. -1988.

81. Leschewsky К. Berichte. -1939,- V. 72. -Р.1763-1777.

82. Вспомогательные системы ракетно-космической техники. Под ред. И.В. Тишунина. -М. Мир. -1970. -400с.

83. Шапиро Я.М. , Мазинг Г.Ю., Прудников Н.Е. Теория ракетного двигателя на твердом топливе. -М. Воениздат. -1966. -256с.

84. Engineering design handbook. Military pyrotechnics series. Part One A.M.C. Pamphlet. -1967. -P.706-185.

85. Есин O.A., Гельд П.В. Физическая химия пирометаллургических процессов в 2-х т. -Т.1 Свердловск, Металлургиздат. -1962. -671с., -Т.2. -М. Металлургия. -1966. -703с.

86. Мержанов А.Г., Боровинская И.П. Самораспространяющийся высокотемпературный синтез тугоплавких неоганических соединений. Доклады АН СССР. -1972. Т.204. -№ 2. -С.366-369.

87. Бабайцев И.В., Карнаух Н.Н. Безопасность производства и применения порошковых экзотермических материалов в металлургии. -М. Металлургия. -1979.

88. Лисаченко Г.В.,. Владул А.Т. Синтез кордиерита в режиме горения. // Стекло и керамика. -1992. -№5. -С.14-15.

89. Pilling N.B., Bedworth Н.Е. /Я. Inst. Metals. -1923. -N23. -Р.529-533.

90. Коновалов Э.Е., Старков О.В., Глаговский Э.М., Мышковский М.П. и др. Иммобилизация цезия и стронция, фиксированных на силикагеле, в минералоподобные матрицы в режиме СВС. // Радиохимия. -2002. -Т.44. -№4. -С.382-384

91. Ringwood A.E. A rocky graveyard for nuclear waste. // New Scientist. -1983, -V. 99, -N1357, -P. 756-758.

92. Starkov O., Konovalov E. Immobilization of Actinides in Stable Mineral Type and Ceramic Materials ( Higt Temperatyre Synthesis) // CONF-951 259. Plutonium Stabilization Workshop. U.S.Department of Energy, December 12-14, 1995. Final Proceedings.

93. Buck. E.C., Ebbinghaus В., Bakel A.J., Bates J.K. Characterization of Pu-bearing zirconolite-rich Synroc. Mater. Res. Soc. Symp. Prog. -1997. -V.465. -P1259.

94. Ringwood A.E., Kesson S.E., Reeve K.D., Levins D.M., Ramm E.J. SYNROC. In: Radioactive waste forms for the future. Eds. W.Lutze, R.C.Ewmg. Elsevier Science Publishers B.V. -1988. -P233-334.

95. Мержанов А.Г. Самораспространяющийся высокотемпературный синтез. В кн.: Физическая химия. Современные проблемы. Под ред. Я.М. Колотыркина. -М. -1983.-С.6-45.

96. Kesson S.E., Ringwood A.E. Safe disposal of spent nuclear fuel. // Rad. Waste Manag. Nucl. Fuel Cycle. -1983. -V.4. -P. 159-170.

97. Верескунов В.Г., Захарова К.П., Зимаков П.В. и др. О возможности и целесообразности плавления кальцинированных радиоактивных отходов в земляныхмогильниках. // Disposal of radioactive wastes into the ground. Vienna. IAEA. -1967. -P.455-460.

98. Захарова К.П., Иванов Г.М., Куличенко B.B., Крылова Н.В., Сорокин Ю.В., Федорова М.И. Об использовании тепла химических реакций для термической переработки жидких радиоактивных отходов. //Атомная энергия. -1968. -Т.24. -С.475-477.

99. Huff V.N., Gordon s., Morrell V.E. General Method and Thermodinamical tables for Computation of Equilibrium Composition and Temperature of Reactions. NACA TR-1037. -1951.-57p.

100. Трусов Б.Г. «Моделирование химических и фазовых равновесий при высоких температурах: Программа для ЭВМ». МГТУ им. Н.Э. Баумана; Росс. АПО. - Гос. регистр. №920054, 1992.

101. Наумов Г.Б., Рыженко Б.Н., Ходаковский И.Л. Справочник термодинамических величин. -М. -Атомиздат. -1971.

102. Термодинамические константы веществ. Справочник под ред. В.П. Глушко. -М. ВИНИТИ АН СССР. -Вып. 1-10. -1965-1982.

103. ГОСТ 2409-95. Огнеупоры. Метод определения кажущейся плотности. Издательство стандартов. -1996.

104. ГОСТ 4071.1-94. ГОСТ 4071.2-94. Метод определения предела прочности при сжатии. Издательство стандартов. -1995.

105. ИСО 6961-82. Испытания отвержденных радиоактивных отходов посредством длительного выщелачивания.

106. А.С. Поляков, JT.A. Мамаев, Практика обращения с твердыми радиоактивными отходами. -М. ЦНИИАтоминформ. -1984. -N 2(90). -С.2.

107. Бабков В.Ф., Безрук В.М. Основы грунтоведения и механики грунтов. М., Высш. шк. -1986.

108. ГОСТ 5180-84. Методы лабораторного определения физических характеристик. Грунты. Издательство стандартов. -1985.

109. Природные сорбенты. Сборник докладов. -М. «Наука». -1967. -232с.

110. Дистанов У.Г., Михайлов А.С. и др. Природные сорбенты СССР. -М., Недра, -1990

111. Химическая технология стекла и ситаллов. Под ред. Н.М. Павлушкина. -М. -Стройиздат. -1983. -432с.

112. Аппен А.А. Химия стекла. -JI. -Химия. -1974. -351с.

113. Петров Г.А., Карлина O.K., Варлакова Г.А, Ожован М.И., Соболев И.А., Дмитриев С.А. Способ переработки радиоактивных отходов. Патент РФ № 2108633 на изобретение, М., Комитет Российской Федерации по патентам и товарным знакам, 1998, приоритет 31.01.97.

114. Карлина O.K., Варлакова Г.А, Ожован М.И., Тиванский В.М., Дмитриев С.А. Кондиционирование радиоактивного зольного остатка в волне твердофазных экзотермических реакций. //Атомная энергия. -2001. -Т. 90. -В. 1. -С. 39-43.

115. Таблицы физических величин под редакцией И.К. Кикоина. -М. Энергоатомиздат. -1991.

116. П. Райст. Аэрозоли. М. Мир. -1987. - 165с

117. Эйтель. Физическая химия силикатов. -М. -1962,- С.1055137

118. А.А. Годовиков. Минералогия. М. Недра. -1975.- С.315

119. Котельников А.Р.'Минералы как матричные материалы для фиксации радионуклидов. Геоэкология. -1997.-№6.-С.З-15.

120. Котельников А.Р., Ахмеджанова Г.М., Суворова В.А. Минералы и их твердые растворы-матрицы для иммобилизации радиоактивных отходов. Геохимия. -1999. -№2. -С. 192-200