автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.02, диссертация на тему:Оценка возможности дезактивации бетона от Cs137 и Co60 реагентным выщелачиванием

005007387

На правах рукописи

НИКОЛАЕВ АРТЕМ НИКОЛАЕВИЧ

ОЦЕНКА ВОЗМОЖНОСТИ ДЕЗАКТИВАЦИИ БЕТОНА ОТ Се137 и Со60 РЕАГЕНТНЫМ ВЫЩЕЛАЧИВАНИЕМ

05.17.02 Технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

12 Я Н В Ш2

Москва 2011

005007387

Работа выполнена в Государственном унитарном предприятии г. Москвы -объединенном эколого-технологическом и научно-исследовательском центре по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (ГУЛ МосНПО «Радон»).

Защита состоится 31 января 2012 года в 11 часов на заседании Объединенного диссертационного совета ДМ 418.002.01 при ОАО «Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов им. А. А. Бочвара» (ОАО ВНИИНМ) и Государственном унитарном предприятии г. Москвы - объединенном эколого-технологическом и научно-исследовательском центре по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (ГУЛ МосНПО «Радон») по адресу: 123098, Москва, МСП ОАО «ВНИИНМ», ул. Живописная 44, зд. 12, конференц-зал.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОАО «ВНИИНМ имени академика Бочвара А. А.». Автореферат разослан «9^ » декабря 2011 года

Научный руководитель:

ГУЛ МосНПО «Радон» д. х. н., Карлин Юрий Викторович.

Официальные оппоненты:

Институт физической химии и электрохимии им. А. Н. Фрумкина РАН (ИФХЭ РАН), д. х. н., Милютин Виталий Витальевич. Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов им. А. А. Бочвара (ОАО ВНИИНМ), к.т.н., Суханов Леонид Петрович. Российский химико-технологический университет им. Д. И. Менделеева

Ведущая организация:

Ученый секретарь диссертационного совета ДМ 418.002.01 /

к.х.н. матюнин лл И.

Актуальность работы. Вывод из эксплуатации объектов ядерно-энергетического комплекса неизбежно сопровождается образованием значительного количества радиоактивных отходов. Существенную долю этих отходов составляют бетонные конструкции, а также фрагментированные бетоны, образующиеся при механической дезактивации бетонных поверхностей. С учетом того, что вывод объектов из эксплуатации только начинается - объем загрязненных радиоактивных отходов бетона в ближайшее время будет только возрастать.

Основными радионуклидами-загрязнителями, среди гамма и бета излучателей, являются С5'37 и Со60, поэтому их удаление из бетонов, во многих случаях, позволит вывести загрязненные бетонные отходы из категории радиоактивных. В настоящее время существует ряд способов дезактивации бетона. Наиболее распространенным способом дезактивации пористых материалов, в том числе бетонов, является реагентное выщелачивание, с помощью которого осуществляется перевод радионуклида-загрязнителя из бетона в водный солевой раствор. Интенсифицировать процесс реагентного выщелачивания предложено электрокинетическим методом путем наложения постоянного электрического поля.

Представленная работа выполнена в соответствии с «Программой совершенствования и повышения качества, безопасности, надежности средств и методов производства при обезвреживании РАО, обеспечения радиационной безопасности населения и охраны окружающей среды Московского региона» ГУЛ МосНПО «Радон» в рамках тем НИР 2.13.02 «Разработка вариантов проведения дезактивации бетонных поверхностей в полевых условиях» и 7.01.02 «Разработка технологии дезактивации радиоактивных строительных материалов» в 2001-2007г. Цели данной работы коррелируют с задачами Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» в части реабилитации радиационно-загрязненных территорий, зданий и сооружений и целями рабочей программы концерна «Росэнергоатом» по обращению с РАО на атомных электростанциях на период с 2003 по 2008 годы.

Целью работы является оценка возможности дезактивации бетона от Се137 и Со60 реагентным выщелачиванием.

Научная новизна работы заключается в том, что впервые:

- определено распределение Се157 в различных фракциях измельченного бетона;

- определена степень перехода Сб137 в различные водные растворы солей и кислот из модельнозагрязненного бетона с различным типом загрязнения и из реальнозагрязненного бетона с различной степенью загрязнения, полученного из различных источников;

- изучены условия объемной дезактивации дробленого модельного и реальнозагрязненного бетона от радионуклидов Се137 и Со60 при варьировании таких параметров, как температура, концентрация дезактивирующего раствора, плотность электрического тока;

- подтверждена возможность объемной дезактивации бетона от радионуклидов Сб137 и Со60 реагентным, в том числе электрокинетическим методом.

Положения, выносимые на защиту:

- результаты исследований характера и особенностей загрязнения радиоактивного бетона методами радиометрии, у-спектрометрии и рснтгенофазового анализа, а также последовательного выщелачивания модельного и реальнозагрязненного бетона;

- составы дезактивирующих растворов;

- результаты исследований по определению условий дезактивации бетона от радионуклидов Се137 и Со60 реагентным, в том числе электрокинетическим методом;

- результаты исследований дезактивации бетона от Сз137 реагентным, в том числе электрокинетическим методом на пилотной установке СКАТ-1.

Личный вклад автора. Поиск и анализ патентной и научной литературы по данной тематике, разработка лабораторных установок и непосредственное участие в создании пилотной установки, планирование и проведение экспериментов, систематизация и анализ полученных экспериментальных данных.

Практическая значимость работы.

- определены условия использования методов реагентной, в том числе электрокинетической дезактивации бетона от радионуклидов Сэ137 и Со60;

- условия использования методов реагентной, в том числе электрокинетической дезактивации бетона от радионуклидов Cs137 и Со60 применимы для обработки поверхности бетона с помощью других установок;

- разработана технологическая схема реагентной дезактивации бетона;

- представленная пилотная установка СКАТ-1 является прототипом соответствующего промышленного оборудования.

Апробация работы. Основные результаты работы были представлены на российских и международных конференциях: Международная конференция студентов и аспирантов по фундаментальным наукам «Ломоносов», Москва, 2005; IX Международная молодежная научная конференция «Полярное сияние», Санкт-Петербург, 2006; II Российская школа по радиохимии и ядерным технологиям, Озерск, 2006; «Complexing Agents between Science, Industry, Authorities and Users» Switzerland, Ascona 2007; IV Молодежная научно-практическая конференция «Ядерно-промышленный комплекс Урала: проблемы и перспективы», Озерск, 2007; VII Международная научная конференция «Экология человека и природа», Москва-Плес, 2008; II Российская конференция молодых ученых и специалистов РАДУГА «Обращение с радиоактивными отходами. Проблемы и решения», Сергиев Посад - Вербилки, 2008; Научно-практическая конференция молодых специалистов и аспирантов «Молодежь ЯТЦ: наука, производство, экологическая безопасность», Северск, 2008; VI Российская конференция по радиохимии «Радиохимия», Москва -Клязьма, 2009, III конференция молодых специалистов РАДУГА «Обращение с радиоактивными отходами. Проблемы и решения», Сергиев Посад, 2010.

Публикации. По материалам диссертации опубликовано 3 работы в рецензируемых научных журналах, определенных ВАК.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, 7 глав, списка цитируемой литературы (126 наименований) и приложения. Работа изложена на 122 страницах машинописного текста, включая 17 рисунков и 28 таблиц. Приложения включают результаты исследований, подробное описание и фотоснимки используемых пилотной и лабораторных установок и фотоснимки исследуемых образцов бетона.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Обзор литературы посвящен проблемам, возникающим при обращении с радиоактивными отходами строительных материалов, образующимися при снятии с эксплуатации ядерных объектов. Рассмотрены основные физические и химические свойства бетона, его состав. Основное внимание уделено научно-технической информации по исследованию диффузии ионов Сб1" и Со60 в бетоне, механизмам связывания цезия в бетоне, а также влиянию электрических полей на скорость миграции ионов в бетоне. Проанализированы способы дезактивации бетона.

Методическая часть содержит характеристики объектов исследования, описание методик для приготовления модельных образцов загрязненного бетона, отбора проб радиоактивного раствора, дробления загрязненных бетонных образцов, определения форм нахождения Сб137 в бетоне, рентгенофазового анализа, а также методик химического, у-спектрометрического и радиометрического анализов. Представлены характеристики использованных реактивов и лабораторного оборудования. Описаны и схематично представлены оригинальные лабораторные и пилотная установки, предназначенные для проведения экспериментов по дезактивации дробленых и монолитных бетонов.

Экспериментальная часть. В связи с тем, что бетон является неоднородным композиционным материалом, состоящий из связующего, наполнителя и воды, для успешной разработки методов его дезактивации необходимо изучить особенности удержания радионуклидов в структуре бетона. Для этого были проведены

исследования по определению содержания цезия в различных составляющих бетона. Образцы реальнозагрязненного бетона

измельчали и просеивали через систему сит с размером ячейки: >2,5; 1,6-2,5; 1-1,6; 0,63-1; 0,5-0,63; 0,316-0,5; 0,1-0,316; <0,1 мм. Каждую из фракций подвергали у-спектрометрическому анализу.

Ш 14

» 10 4-

О

* « &

я 1

о

X г

О

5 о

5

л

1+ [+ г*" т

— —

5 >2.5 1,6-2.5 1-1.6 0,63-1 0.5- 0,316- 0,1- <0,1 > 0,63 0,5 0,316

Фракция, мм

Рис. 1. Удельное содержание Сви7 во фракциях реальнозагрязненного бетона.

По данным у-спектрометрии (рис.1) прослеживается тенденция концентрирования радионуклидов в наиболее мелких фракциях бетона. Если учесть, что в более крупных частицах находится преимущественно наполнитель (песок, щебень), а в более мелких - связующее (цемент), то можно сказать, что Се137, в основном, концентрируется в цементе. Повышенное содержание радионуклидов в мелких фракциях бетона можно объяснить как большей их удельной поверхностью (т.е. поверхностью адсорбции), так и преимущественно сорбционным взаимодействием у-излучающих радионуклидов с компонентами связующего (гидроксидом или карбонатом кальция), содержащегося в мелких фракциях.

Для определения форм нахождения Св137 в бетоне проведены исследования по апробированной методике, широко используемой в работе с загрязненными грунтами. Эксперимент основан на последовательной обработке бетона различными реагентами и позволяет условно выделить формы нахождения цезия в бетоне: водорастворимую, ионообменную, фиксированную и прочнофиксированную. Адаптировано к загрязненному бетону были использованы следующие реагенты: дистиллированная вода - 1, водный 0,5 моль/дм3 раствор нитрата калия - 2, водный 7 моль/дм3 раствор азотной кислоты - 3 и смесь водных растворов 2 моль/дм3 плавиковой и 7 моль/дм3 азотной кислот - 4. На рис.2 представлены результаты статического выщелачивания С*'37 из реальнозагрязненных бетонов (образец №10 и №11) с удельной активностью

го

i

60 ? 50

ъ *>

х

1:о

110

1 0

о

ct

а б

Рис. 2. Соотношение форм нахождения Cs137 в бетонах: а - с различной удельной

г г^ 137

активностью и видом загрязнения, б - кинетика выщелачивания Cs из реальнозагрязненного бетона (образец №11).

Водораст Ионо-

воримая обменная

Фиксированная

□ образец 10

■образец 11

Ионообменная

Водораст воримая

Фиксированная

Прочнофик сированная

ÜJL

— 4

107 Бк/кг и 103 Бк/кг, соответственно, и из модельнозагрязненного бетона (образец №12) с удельной активностью 4*104 Бк/кг. Показано, что суммарная доля водорастворимой и фиксированной, а также доли ионообменной и прочнофиксированной форм в различных бетонах практически одинаковы и не зависят от способа и степени загрязнения бетона. Исключение составляет только водорастворимая форма Сэ137, которая может вообще отсутствовать, как в случае с образцом 11 (рис.2б). Наибольшее количество Се137 (до 54%) содержит фиксированная форма. Доля прочнофиксированной формы не превышала 5% от общего содержания Сэ137 в бетоне. Таким образом, чтобы добиться полного удаления Сб137, необходимо полное разрушение структуры бетона.

Для определения особенностей поведения цезия в образцах, полученных путем цементирования радиоактивного водного раствора и полученных путем погружения и выдержки чистого бетонного образца в радиоактивном водном растворе, приготовлены 4 вида модельных образцов бетона, с наполнителем в виде кварцевого песка и без наполнителя. Образцы получали путем цементирования водного раствора с удельной активностью Сэ137 4><104Бк/л, а также путем погружения и выдержки нерадиоактивных образцов бетона в растворе с идентичной активностью. На рис.3 представлены соотношения форм нахождения Сб137 в модельных образцах бетона.

Экспериментальным путем показано, что доли удаленного цезия различными растворами в образцах, полученных путем цементирования радиоактивного водного

2 3

Рабочий раствор

В цементированные

Рис. 3. Соотношение форм нахождения Св137 в модельных образцах бетона: а - без наполнителя, б - с наполнителем.

Водораст воримая

обменная

Фиксиро- Прочнофик ванная сированная

раствора, и в образцах, полученных путем погружения и выдержки нерадиоактивного образца в радиоактивном растворе, не отличаются в пределах погрешности. В том числе, это утверждение справедливо как для образцов с наполнителем, так и без него. Доля водорастворимой формы образцов без наполнителя составляет 60-70%, что говорит о слабой фиксации цезия в цементе (рис.За). В том числе, ранее установлено, что концентрация цезия в цементной составляющей достаточно велика (рис.1). Следовательно, повышенное содержание цезия в цементе можно объяснить его большей удельной поверхностью адсорбции. Также, по большей величине фиксированной 15-18% и прочнофиксированной 14-17% форм в образцах с наполнителем (рис.36), по сравнению с величиной фиксированной 5-8% и прочнофиксированной 2-12% форм в образцах без наполнителя (рис.За). можно судить о положительном влиянии наполнителя на сорбцию Се'37 бетоном.

Оценку способности к выщелачиванию Се137 и Со60 из бетона некоторыми растворами проводили в статических условиях. Так как ионы N1-1/ и К+ являются химическими аналогами Св+, то в качестве выщелачивающего реагента в исследованиях использовали водные растворы МН4ОН и КМ03 Так же использовали водные растворы трилона Б и цитрата аммония. Подбор выщелачивающих реагентов проводили по следующим критериям: эффективность и скорость выщелачивания, потеря массы бетона, а также возможность кондиционирования отработанного дезактивирующего раствора.

Как видно из графиков, представленных на рис.4, процесс выщелачивания Сэ137 из модельнозагрязненного бетона (образец №12) происходит, как правило, в два этапа. Первый этап - интенсивного

выщелачивания, второй этап -квазиравновесия, когда процесс выщелачивания резко

выщелачивания в статических условиях замедляется. Исключением

40

1 моль/дм нитрат калия 0,1 моль/дм цитрат аммония _

Время, ч

Рис.4. Зависимость доли удаленного Се137 из бетонных образцов от времени

является процесс выщелачивания дистиллированной водой, в результате которого наблюдается равномерное незначительное выщелачивание Сб137 в течение всего эксперимента. Наибольший процент удаленного Сэ137 из бетона удалось достичь выщелачиванием растворами трилона Б и цитрата аммония. В результате воздействия комплексонов происходит разрушение матрицы бетона, а также переход ионов Са2+ и Ре2+ в раствор в виде комплексов. При этом образуется значительное количество осадка, что приводит к увеличению объема вторичных радиоактивных отходов.

Так как кобальт образует комплексные соединения, то для исследования выщелачивания бетона от Со60 использовали растворы комплексообразователей №2Н,ЭДТА (трилона-Б), Ыа2(Ш4),ЭДТА и (Ш4)зСк. В табл.1 представлены результаты экспериментов по выщелачиванию Со60 из модельнозагрязненного бетона (образец №12).

Таблица 1

Доли удаленного Со60 из модельнозагрязненного бетона

Выщелачивающий реагент рн Концентрация, моль/дм3 Доля удаленного радионуклида, %

Ыа2Н2ЭДТА 5 97±3

Ыа2(НН4)2ЭДТА 7 0,1 45±3

(мн4)3си 4 28±2

Для Со60 рекомендуемым выщелачивающим агентом является 0,1 моль/ дм3 раствор трилона-Б, с помощью которого был полностью дезактивирован образец радиоактивного бетона, при этом потеря массы бетона составила около 20%. В табл.2 представлены результаты некоторых экспериментов по выщелачиванию Се137 из реальнозагрязненного бетона (образец № 10).

Таблица 2

Доли удаленного Се137 из реальнозагрязненного бетона

Выщелачивающий реагент рН Концентрация, моль/дм3 Доля удаленного радионуклида, %

К1М03 7 0,5 40±3

Ш4Ы03 7 38±2

№2Н2ЭДТА 5 66±3

(КН4)3СИ 7 0,1 64±3

№2(1МН4),ЭДТА 4 44±3

Результаты выщелачивания Сэ" из реальнозагрязненного бетона аналогичны результатам выщелачивания из модельнозагрязненного. Как и в случае с модельнозагрязненным бетоном наибольшая доля удаленного Се137 66±3% и 64±3% достигается при выщелачивании реальнозагрязненного бетона растворами трилона-Б и цитрата аммония соответственно. При дезактивации бетона раствором нитрата калия происходит минимальная потеря массы бетона 5-15%, не образуется осадка, и отработанный дезактивирующий раствор имеет нейтральную среду. Для дальнейших исследований влияния условий дезактивации на эффективность удаления Сэ137 из бетона в качестве дезактивирующего реагента использовали раствор КЖ>3.

Исследование зависимости концентрации и доли удаленного Се137 из реальнозагрязненного бетона (образец №10) от времени выщелачивания при

в г

Рис. 5. Зависимость концентрации и доли удаленного Се137 из

реальнозагрязненного бетона от времени выщелачивания при различных

температурах и концентрациях раствора К1Ч03 в статических условиях:

а - +25°С, б - 0,1 моль/дм3, в - 0,5 моль/дм3, г - 1 моль/дм3.

температурах +25°С, +50°С, +70°С и +90°С и концентрациях раствора КЫ03 0,1; 0,5 и 1 моль/дм3 проводили в статических условиях (рис.5).

Установлено, что при увеличении концентрации дезактивирующего раствора от 0,1 моль/дм3 до 0,5 моль/дм3 при температуре +25°С наблюдается увеличение доли удаленного Се137 в 1,8-2 раза (рис.5а). Однако при дальнейшем увеличении концентрации дезактивирующего раствора до 1 моль/дм3, при любых исследуемых температурах, доля удаленного Се137 остается неизменной (рис.5б,в,г). Также установлено, что при изменении температуры дезактивирующего раствора от +25°С до +90°С происходит увеличение скорости дезактивации в 8-12 раз (рис.5в). Результаты проведенных экспериментов (рис.5б-г) показывают, что скорость реагентного выщелачивания Сб137 в статических условиях при достижении квазиравновесия постоянно уменьшается, что свидетельствует о том, что в бетоне существуют участки, которые могут различаться по степени связывания цезия с матрицей бетона, по доступности для выщелачивающего раствора и, соответственно, по скорости вывода продуктов выщелачивания.

Показано, что уменьшение потери массы дезактивируемого бетона происходит при понижении концентрации и увеличении температуры дезактивирующего раствора (табл.3).

Таблица 3

Потеря массы бетона при выщелачивании Сб137 при различных температурах и концентрациях растворов

Температура раствора, °С Потеря массы бетона, % при концентрации раствора КМ03, моль/дм3

0,1 ^ 0,5 1

+50 15,6±1,6 13,6±1,5 24,2±1,8

+70 10,8±1,2 10,3±1,2 11,3±1,6

+90 8,6±1,0 10,5±1,2 15,4±1,6

Для достижения более высоких уровней очистки бетона представляет интерес удаление фиксированной формы радионуклидов цезия, содержание которой, как правило, составляет от 30 до 54% для разных бетонов. При обработке бетона азотной кислотой происходит растворение связующего с образованием полидисперсной суспензии, которую можно разделить на три фракции: раствор, тонкую взвесь и быстро выпадающий осадок тяжелых частиц наполнителя. Дробленый реальною

загрязненный бетон (образец 10 и 11) заливали 1М раствором Н>Ю3 и выдерживали до прекращения выделения газообразного С02 и до установления рН< 7. После этого раствор разбавляли дистиллированной водой и отмучивали, активно перемешивая смесь, далее декантировали суспензию и фильтровали ее через трехслойный бумажный фильтр «синяя лента». Рентгенофазовый анализ полученных фаз показал присутствие во взвеси а-кварца 8Ю2, КА181308 - микроклина, (Ыа,Са)А181з08 -плагиоклаза, Са4А12Ре20ш - браунмиллерита, СаА12(СО3)2(0Н)4-ЗН20 алюмогидрокальцита, а в осадке - а-кварца 8Ю2, ЮМБ'^О» - микроклина, (Ыа,Са)А181308 - плагиоклаза. Рентгенофазовый анализ фильтрата не выполнен ввиду аморфности фазы. Фильтрат, осадок и взвесь с фильтра анализировали •/-спектрометрическим методом. Результаты экспериментов представлены в табл. 4.

Таблица 4

Распределение Сэ137 по фазам

Наименование фазы Образец 10 Образец 11

Массовая доля вещества, % Содержание Сб137 в фазе, % Массовая доля вещества, % Содержание Сб137 в фазе, %

Фильтрат 46±4,4 35±3,5 30±2,8 43,5±4,0

Взвесь 9,6±1,0 58±5,1 4,8±0,5 42,6±4,0

Осадок 44,4±4,3 7±0,8 65,8±6,1 13,8±1,4

Взвесь, содержащая глинистые минералы, содержит в себе более половины С*137, присутствовавшего в исходном бетоне, при этом ее масса составляет 5-10% от общей массы бетона. Осадок, доля которого составляет 44-66% от общей массы бетона, состоит, в основном, из оксида кремния и содержит в себе только 7-14% Сб137. Отфильтрованный раствор имеет среду близкую к нейтральной и солевой состав, создающий оптимальные условия для эффективной сорбции из него цезия на неорганических сорбентах марки ФНС, кроме того, доля Се137 в нем составляет 3545% от общей его активности. В итоге, возможна дезактивация бетона с коэффициентом дезактивации равным 7-14 при условии частичного разрушения его структуры.

Исследование электрокинетической дезактивации реальнозагрязненного дробленого бетона от Сб137 проводили на электрокинетической лабораторной

установке (рис.6), путем наложения внешнего постоянного электрического поля. В качестве дезактивирующего реагента использовали 0,5 моль/дм3 раствор КМ03. Плотность электрического тока поддерживали на уровне 125 А/м2.

В условиях

2 экспериментов проведенных электрокинетическим методом (рис.7), квазиравновесие

наступает при значении доли удаленного Сэ137 равной 50%. 5 Напомним, что в условиях / статических экспериментов диффузионные ограничения при использовании в качестве выщелачивающего реагента нитрата калия, стали проявлять себя уже при достижении доли удаленного Сб137 около 20-27%. В том числе, в условиях данного эксперимента по сравнению с выщелачиванием в статических условиях при +25°С удалось не

Рис. 6. Схема электрокинетической лабораторной установки для изучения дезактивации дробленых бетонов: 1 - корпус ячейки, 2 - электроды катод/анод (Р1ГГ1), 3 - линия подачи дезактивирующего раствора, 4 -перегородки из мипласта, 5 - сосуд Маринелли, 6 - дезактивируемый бетон.

только удаленного Се раза, но

увеличить долю 137 из бетона в 1,6 и скорость

Рис. 7. Зависимость доли удаленного Сэ" из реальнозагрязненного бетона от времени выщелачивания в условиях наложения электрического поля

выщелачивания в 200-250 раз. Следовательно, использование электрического тока не только увеличивает долю удаленного Сэ137, но и ускоряет процесс выщелачивания.

Оценку возможности масштабирования процесса объемной дезактивации бетона от а Сб137 реагентным методом проводили в пилотной установке СКАТ-1 (рис.8). В том числе, эту установку использовали для оценки возможности масштабирования процесса объемной дезактивации бетона от изотопов урана.

\

V 8 У

Рис.8. Схема пилотной установки СКАТ-1 для дезактивации бетонов реагентным и электрокинетическим методом: 1 - корпус экстрактора (катодная камера), 2 - анодная камера, 3 - дезактивируемый бетон, 4 - термоэлектрический преобразователь, 5 - мембранный насос, 6 - теплообменник, 7 - дезактивирующий раствор, 8 - емкость для отработанного дезактивирующего раствора, 9 - система подачи анолита, 10 - система воздухоочистки, 11 - перистальтический насос,

12 - дополнительная емкость.

Основным радионуклидом-загрязнителем этих отходов являлся С*137. В качестве дезактивирующего реагента использовали 0,5 моль/дм3 раствор нитрата калия нагретый до температуры +70°С, выбранный на основании результатов лабораторных экспериментов. В качестве контрольного, кроме основной массы бетона, в экстрактор был загружен образец, мощность дозы у-излучения на расстоянии 0,1м от поверхности которого составила 10мкЗв/ч. На поверхности загруженного экстрактора выбраны 5 контрольных точек, в которых периодически измеряли мощность дозы у-излучения. Проведено 5 циклов реагентной дезактивации. Каждый цикл включал в себя приготовление дезактивирующего раствора, циркуляцию раствора через экстрактор и нагреватель и слив раствора в емкость для отработанного дезактивирующего раствора.

£ эиии

s

5 4000

3 зооо

л

I

i 2000 s 6 я

s юоо

►——Л |

Циклы ! Цикл Зректро-

1 реагентной кинетической

дезактивации дезактивации

1 ' »• 1 1 « • 1» 1 -s-i

400 eoo

Время работы, ч

После завершения пятого цикла дезактивации в реагентном режиме проведен цикл дезактивации в

электрокинетическом режиме. Раствор КЫ03 циркулировал с помощью мембранного насоса через экстрактор и электронагреватель. Подогрев раствора КМ03 ходе электрокинетического эксперимента не осуществляли. Плотность постоянного тока

поддерживали равной 30-35 А/м

Рис. 9 Изменение удельной активности Cs137 в дезактивирующем растворе при деза!стивации реальнозагрязненного бетона на пилотной установке СКАТ-1

После каждого цикла дезактивации отбирали пробы раствора из экстрактора для определения содержания Cs137 (рис.9). За 5 циклов реагентной дезактивации расход электроэнергии составил 115 кВт-ч, а за цикл электрокинетической дезактивации - 15 кВт-ч. По мощности дозы у-излучения контрольного образца и контрольных точек на поверхности экстрактора установлен коэффициент дезактивации отходов строительных материалов по Cs137 равный 1,8-2. Это соответствует результатам дезактивации отходов такого типа в лабораторных условиях. Проведенные испытания в пилотной установке СКАТ-1 показали возможность масштабирования исследованных в лаборатории процессов реагентной и электрокинетической дезактивации бетона от Cs137. При этом параметры процесса -коэффициенты дезактивации и удельные расходы реагентов, практически, совпадают с данными лабораторных экспериментов.

По результатам работы предложена принципиальная технологическая схема реагентной дезактивации бетонов (рис. 10), с помощью которой рассчитаны материальные потоки и проведена экономическая оценка представленной технологии с учетом цен 2009 г. Экономический эффект от внедрения технологии составил 89170 руб/м\ срок окупаемости капитальных затрат 2 года.

Рис. 10. Принципиальная технологическая схема реагентной дезактивации бетона

Выводы

1) Изучены особенности загрязнения радиоактивных отходов бетона Сб'37. Показано, что цезий в бетоне, преимущественно концентрируется в связующем, в виду его большей поверхностью адсорбции, в то время как наполнитель имеет положительное влияние на сорбцию '"Се бетоном.

2) Экспериментально подтверждено, что Сз137 содержится в бетоне в следующих формах: водорастворимой 8-38%, ионообменной 25-36%, фиксированной 3054% и прочнофиксированной 2-5%.

3) Предложен реагентный способ дезактивации бетона от Се137 и С о60, заключающийся в обработке бетона выщелачивающими растворами

соответствующего состава, в том числе для Сб137, в условиях наложения постоянного электрического поля.

Рекомендуемыми выщелачивающими реагентами, среди прочих исследуемых, является 0,5 моль/дм3 раствор К.Ы03 для Сэ137 и 0,1 моль/дм3 раствор трилона-Б для Со60.

Установлено, что при увеличении концентрации дезактивирующего раствора от 0,1 моль/дм3 до 0,5 моль/дм3 при температуре +25°С наблюдается увеличение доли удаленного Се137 в 1,8-2 раза. Однако при дальнейшем увеличении концентрации дезактивирующего раствора до 1 моль/дм3 доля удаленного Сб137 остается неизменной.

Показано, что при изменении температуры дезактивирующего раствора от +25°С до +90°С происходит увеличение скорости дезактивации в 8-12 раз. Также установлено, что уменьшение потери массы дезактивируемого бетона происходит при понижении концентрации и увеличении температуры дезактивирующего раствора КЖ)3.

Экспериментально доказано, что доля удаленного Сэ'37 из бетона 0,5 моль/дм3 раствором КЫ03 составляет 40% от исходной активности бетона, а Со60 0,1 моль/дм3 раствором трилона-Б -100% и не зависит от степени и способа загрязнения бетона.

Установлено, что использование электрокинетического способа дезактивации загрязненных бетонов от Се137 при плотности тока 125 А/м2 позволяет не только ускорить процесс выщелачивания в 200-250 раз, но и увеличить долю удаленного Сб'37 в 1,6 раза.

Показано, что возможно удаление Се137 из бетона с коэффициентом дезактивации 7-14, с условием частичного разрушения структуры бетона.

Испытания пилотной установки СКАТ-1 показали возможность масштабирования процессов реагентной и электрокинетической дезактивации радиоактивного бетона от Сб137. Параметры процесса - коэффициенты дезактивации и удельные расходы реагентов, соответствуют параметрам, полученным в лабораторных экспериментах;

11) Разработана технологическая схема дезактивации бетона методом реагентного выщелачивания, рассчитаны материальные потоки, проведена экономическая оценка представленной технологии с учетом цен на 2009 год, с помощью которой показан экономический эффект от внедрения данной технологии.

По материалам диссертации опубликованы следующие работы:

1. Glazkova, I. Electrokinetic remediation of concrete: effect of chelating agent [Text] / K. Popov, I. Glazkova, V. Yachmenev, A. Nikolaev // Environmental Pollution (Amsterdam, Netherlands), 2008. — 153 (1). — P. 22-28.

2. Юрченко, А. Ю. Дезактивация радиоактивного бетона от изотопов урана [Текст] / А. Ю. Юрченко, Ю. В. Карлин, А. Н. Николаев, О. К. Карлина, А. С. Баринов // Атомная энергия. - 2009. Т.106, №3. - С. 176-180.

3. Николаев, А. Н. Оценка возможности дезактивации бетона от Cs137 реагентным методом [Текст] / А. Н. Николаев, О. К. Карлина, А. Ю. Юрченко, Ю. В. Карлин II Атомная энергия. - в печати. Т.112, №1.

4. Николаев, А. Н. Исследования очистки бетонов от изотопов Cs'37 и Со60 электрокинетическим методом [Текст] / А. Н. Николаев, Ю. В. Карлин, А. Ю. Юрченко // Ломоносов: Тез. докл. Международной конференции студентов и аспирантов по фундаментальным наукам. -Москва, 2005.- С. 120.

5. Николаев, А. Н. Исследование дезактивации бетона от различных радионуклидов реагентным выщелачиванием [Текст] / А. Н. Николаев, Ю. В. Карлин, А. Ю. Юрченко // Полярное сияние: Тез. докл. Международной студенческой конференции. -Санкт-Петербург, 2006. - С. 247.

6. Николаев, А. Н. Исследование дезактивации бетона от различных радионуклидов реагентным выщелачиванием [Текст] / А. Н. Николаев, Ю. В. Карлин, А. Ю. Юрченко // Тез. докл. II Российской школы по радиохимии и ядерным технологиям. -Озерск, 2006. - С. 100-103.

7. Glazkova, I. Chelating agent assisted electrokinetic remediation of concrete surface [Text] / K. Popov, I. Glazkova, A. Yurchenko, V. Yachmenev, A. Nikolaev, A. Myagkov, A. Petrov // Authorities and Users: Abstracts of International Conference. Complexing Agents between Science, Industry. -Switzerland, 2007. - P. 82.

8. Николаев, A. H. Поиск оптимального метода очистки и условий дезактивации дробленого бетона от Csw, Со60, Sr90 [Текст] / A. H. Николаев, Ю. В. Карлин, А. Ю. Юрченко // Ядерно-промышленный комплекс Урала: проблемы и перспективы: Тез. докл. IV молодежная научно-практическая конференция. -Озерск, 2007. - С. 148.

9. Николаев, А. Н. Исследования очистки бетонов от изотопов Cs137, Sr90 и Со60 электрокинетическим методом [Текст] / А. Н. Николаев, Ю. В. Карлин, А. Ю. Юрченко // Экология человека и природа: Тез. докл. VII Межд. конференция. -Москва-Плес, 2008. -С. 96-97.

10. Николаев, А. Н. Исследования дезактивации бетонов от изотопов Cs137, Sr90 и Со60 электрокинетическим методом [Текст] / А. Н. Николаев, Ю. В. Карлин, А. Ю. Юрченко // Обращение с радиоактивными отходами. Проблемы и решения: Тез. докл. II Рос. Конференция молодых ученых.-Сергиев Посад, 2008. - С. 85.

11. Николаев, А. Н. Исследования дезактивации бетонов от изотопов Cs137, Sr90 и Со60 электрокинетическим методом [Текст] / А. Н. Николаев, Ю. В. Карлин, А. Ю. Юрченко // Молодежь ЯТЦ: наука, производство, экологическая безопасность: Тез. докл. Отраслевой научно-практической конференции. -Северск, 2008.-С. 150.

12. Николаев, А. Н. Особенности загрязнения радиоактивных отходов бетона радионуклидом Cs137 [Текст] / А. Н. Николаев, Ю. В. Карлин, А. Ю. Юрченко // Радиохимия 2009: Тез. докл. VI Российской конференции по радиохимии. -Клязьма. 2009. - С. 261.

13. Николаев, А. Н. Особенности загрязнения радиоактивных отходов бетона радионуклидом Cs137 [Текст] / А. Н. Николаев, Ю. В. Карлин, А. Ю. Юрченко // Обращение с радиоактивными отходами. Проблемы и решения: Тез. докл. III конференции молодых специалистов. -Сергиев Посад, 2010. - С. 42.

Формат 60*90 1/16. Тираж 100 шт Заказ № 33 Отпечатано в ГУП МосНПО «Радон»

1 Аналитический обзор.

1.1 Радиоактивные отходы, образующиеся при снятии с эксплуатации ядерных объектов.

1.2 Бетон и его свойства.

1.2.1 Физические свойства бетона и его состав.

1.2.2 Диффузия ионов Сз137 и Со60 в бетоне.

1.2.3 Механизм связывания цезия в структуре бетона.

1.2.4 Влияние электрических полей на скорость миграции ионов в бетоне

1.3 Способы дезактивации бетонов.

1.3.1 Жидкостные способы очистки бетона.

1.3.2 Безжидкостные способы дезактивации бетонов.

1.3.3 Комбинированные способы очистки бетона.

2 Методическая часть.

2.1 Объекты исследования.

2.2 Приготовление модельных образцов загрязненного бетона.

2.3 Отбор проб загрязняющего радиоактивного раствора.

2.4 Дробление загрязненных бетонных образцов.

1 ■ъп

2.5 Определение форм нахождения Сб в бетоне.

2.6 Методики рентгенофазового, химического и радиометрического анализов

2.7 Реактивы и аналитическое оборудование.

3 Экспериментальные установки.

3.1 Электрокинетическая лабораторная установка для изучения дезактивации дробленых бетонов.

3.2 Электрокинетическая лабораторная установка для изучения дезактивации монолитных бетонов.

3.3 Пилотная установка СКАТ-1 для дезактивации бетонов реагентным методом и электрокинетическим методом.

4 Экспериментальная часть.

4.1.1 Исследование содержания Cs137 в бетоне в зависимости от его степени измельчения.

4.1.2 Исследования по определению форм нахождения Cs137 в модельных и реальнозагрязненных бетонах.

4.1.3 Исследование эффективности дезактивации различными растворами в статических условиях.

4.1.4 Исследование зависимости эффективности дезактивации реальнозагрязненного бетона с различной степенью загрязнения от температуры и концентрации выщелачивающих растворов.

4.1.5 Оценка возможности дезактивации бетона концентрированной азотной кислотой.

4.2 Исследование дезактивации дробленого модельнозагрязненного бетона от Cs в электрокинетической лабораторной установке.

4.3 Исследование дезактивации монолитного модельнозагрязненного бетонного образца от радионуклидов Cs137 и Со60 в электрокинетической лабораторной установке в условиях использования ЭДТА.

4.4 Исследование дезактивации реальнозагрязненных дробленых бетонных образцов от Cs в электрокинетической лабораторной установке.

4.5 Очистка реальнозагрязненных бетонных образцов от Cs в пилотной установке СКАТ-1 для дезактивации бетонов реагентным и электрокинетическим методом

5 Экономическая часть.

6 Обсуждение результатов.

7 Выводы.

8 Литература.

Актуальность проблемы

Научно-технический прогресс немыслим без развития атомной науки и техники. Атомные электростанции, ядерные реакторы, ядерно-энергетические установки на подвижных объектах - все эти достижения современной технической мысли служат человечеству.

Все производства, связанные с атомной энергетикой, неизбежно приводят к образованию радиоактивных отходов (РАО). Объем РАО необходимо сокращать, так как стоимость их кондиционирования и длительного хранения достаточно велика.

Одним из видов РАО являются бетонные конструкции, а также и дробленые бетоны, получаемые после дезактивации в результате разрушения загрязненных поверхностей. Многие объекты атомной энергетики уже устарели и выработали свой ресурс, поэтому объемы работ по выводу из эксплуатации атомных объектов а, следовательно, и объемы загрязненных бетонов в ближайшие годы будут возрастать. Для примера, в период 2002-2004 годы в РНЦ "Курчатовский институт" проводили ликвидацию старых хранилищ РАО. В результате было извлечено с территории объекта более 600м3 отходов, в том числе бетона, с суммарной активностью 105 Ки. А на территории ЧАЭС объем загрязненного бетона составляет несколько миллионов кубических метров [1]. Поэтому изучение дезактивации бетонов весьма актуально.

Основными радионуклидами-загрязнителями среди гамма и бета-излучателей являются изотопы Сб137 и Со60, поэтому их удаление из бетонов во многих случаях позволит вывести загрязненные бетонные отходы из категории радиоактивных. Дезактивация загрязненных бетонных стен, пола и потолка потенциально позволит улучшить радиационную обстановку в данных

137 помещениях. Из опыта работы ГУП МосНПО «Радон» следует, что Сб в радиоактивных отходах бетона содержится на порядок больше, чем Со60, при этом наличие кобальта, во многих случаях, обусловлено присутствием в бетоне металлической арматуры. Поэтому в данной работе особое внимание будет

137 уделено проблемам дезактивации бетона от Сб .

В настоящее время существует ряд способов дезактивации поверхности бетона. Наиболее часто бетонные конструкции дезактивируют путем снятия поверхностного слоя с помощью различных устройств, после которого остается большое количество измельченного материала. В литературе отсутствуют данные о способах очистки этих отходов. В данной работе представлены исследования по объемной дезактивации дробленых бетонов от Сб137 и Со60 реагентным и электрокинетическим методом.

Представленная работа выполнена в соответствии с «Программой совершенствования и повышения качества, безопасности, надежности средств и методов производства при обезвреживании РАО, обеспечения радиационной безопасности населения и охраны окружающей среды Московского региона» ГУЛ МосНПО «Радон» в рамках тем НИР 2.13.02 «Разработка вариантов проведения дезактивации бетонных поверхностей в полевых условиях» и 7.01.02 «Разработка технологии дезактивации радиоактивных строительных материалов» в 2001-2007г. Цели данной работы коррелируют с задачами Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» в части реабилитации радиационно-загрязненных территорий, зданий и сооружений и целями рабочей программы концерна «Росэнергоатом» по обращению с РАО на атомных электростанциях на период с 2003 по 2008 годы.

Целью работы является оценка возможности дезактивации бетона от

1 "XI

Сз и Со реагентным выщелачиванием. Цель работы достигается решением следующих задач:

- определение характера и особенностей загрязнения радиоактивного бетона методами радиометрии, у-спектрометрии и рентгенофазового анализа, а также исследованием реагентного выщелачивания модельных и реальнозагрязненных образцов бетона; определение условий дезактивации бетона от изотопов Сб137 и Со60 реагентным, в том числе электрокинетическим методом; разработка и создание пилотной установки для дезактивации бетона реагентным, в том числе электрокинетическим методом;

Научная новизна работы заключается в том, что впервые:

1 47 определено распределение Сэ в различных фракциях измельченного бетона; определена степень перехода Сб137 в различные водные растворы солей и кислот из модельнозагрязненного бетона с различным типом загрязнения и из реальнозагрязненного бетона с различной степенью загрязнения, полученного из различных источников; изучены условия объемной дезактивации дробленого модельного и реальнозагрязненного бетона от радионуклидов Се137 и Со60 при варьировании таких параметров, как температура, концентрация дезактивирующего раствора, плотность электрического тока; подтверждена возможность объемной дезактивации бетона от радионуклидов Сб137 и Со60 реагентным, в том числе электрокинетическим методом.

Положения, выносимые на защиту: результаты исследований характера и особенностей загрязнения радиоактивного бетона методами радиометрии, у-спектрометрии и рентгенофазового анализа, а также последовательного выщелачивания модельного и реальнозагрязненного бетона; составы дезактивирующих растворов; результаты исследований по определению условий дезактивации бетона от радионуклидов Сб137 и Со60 реагентным, в том числе электрокинетическим методом;

- результаты исследований дезактивации бетона от Cs137 реагентным, в том числе электрокинетическим методом на пилотной установке СКАТ-1.

Личный вклад автора

Поиск и анализ патентной и научной литературы по данной тематике, разработка лабораторных установок и непосредственное участие в создании пилотной установки, планирование и проведение экспериментов, систематизация и анализ полученных экспериментальных данных.

Практическая значимость работы определены условия использования методов реагентной, в том числе электрокинетической дезактивации бетона от радионуклидов Cs137 и Со60;

• условия использования методов реагентной, в том числе электрокинетической дезактивации бетона от радионуклидов Cs137 и Со60 применимы для обработки поверхности бетона с помощью других установок; разработана технологическая схема реагентной дезактивации бетона; представленная пилотная установка СКАТ-1 является прототипом соответствующего промышленного оборудования.

Апробация работы

Основные результаты работы были представлены на российских и международных конференциях: Международная конференция студентов и аспирантов по фундаментальным наукам «Ломоносов», Москва, 2005; IX Международная молодежная научная конференция «Полярное сияние», Санкт-Петербург, 2006; II Российская школа по радиохимии и ядерным технологиям, Озерск, 2006; «Complexing Agents between Science, Industry, Authorities and Users» Switzerland, Ascona 2007; IV Молодежная научно-практическая конференция «Ядерно-промышленный комплекс Урала: проблемы и перспективы», Озерск, 2007; VII Международная научная конференция

Экология человека и природа», Москва-Плес, 2008; II Российская конференция молодых ученых и специалистов РАДУГА «Обращение с радиоактивными отходами. Проблемы и решения», Сергиев Посад - Вербилки, 2008; Научно-практическая конференция молодых специалистов и аспирантов «Молодежь ЯТЦ: наука, производство, экологическая безопасность», Северск, 2008; VI Российская конференция по радиохимии «Радиохимия», Москва -Клязьма, 2009, III конференция молодых специалистов РАДУГА «Обращение с радиоактивными отходами. Проблемы и решения», Сергиев Посад, 2010.

Публикации

По теме диссертационной работы опубликованы следующие статьи, входящие в перечень ВАК:

- Glazkova, I. Electrokinetic remediation of concrete: effect of chelating agent / K. Popov, I. Glazkova, V. Yachmenev, A. Nikolaev // Environmental Pollution (Amsterdam, Netherlands), 2008. — 153 (1). — P. 22-28.

- Юрченко, А. Ю. Дезактивация радиоактивного бетона от изотопов урана / А. Ю. Юрченко, Ю. В. Карлин, А. Н. Николаев, О. К. Карлина, А. С. Баринов // Атомная энергия. - 2009. Т.106, №3. - С. 176-180.

1 'in

- Николаев, А. Н. Оценка возможности дезактивации бетона от Cs реагентным методом / А. Н. Николаев, О. К. Карлина, А. Ю. Юрченко, Ю. В. Карлин // Атомная энергия. - в печати. Т.112, №1.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, 7 глав, списка литературы из 123 наименования и приложения. Работа изложена на 120 страницах машинописного текста, включая 17 рисунков и 28 таблиц. Приложение включают подробное описание и фотоснимки используемых пилотной и лабораторных установок и фотоснимки исследуемых образцов бетона.

7 Выводы

Изучены особенности загрязнения радиоактивных отходов бетона

137

Сб . Показано, что цезий в бетоне, преимущественно концентрируется в связующем, в виду его большей поверхностью адсорбции, в то время

1 37 как наполнитель имеет положительное влияние на сорбцию Сб бетоном.

137

Экспериментально подтверждено, что Сб содержится в бетоне в следующих формах: водорастворимой 8-38 %, ионообменной 25-36 %, фиксированной 30-54 % и прочнофиксированной 2-5 %.

Предложен реагентный способ дезактивации бетона от Сб137 и Со60, заключающийся в обработке бетона выщелачивающими растворами

137 соответствующего состава, в том числе для Сб , в условиях наложения постоянного электрического поля. Рекомендуемыми выщелачивающими реагентами, среди прочих

3 137 исследуемых, является 0,5 моль/дм раствор КЫ03 для Сб и

3 60

0,1 моль/дм раствор трилона-Б для Со . Установлено, что при увеличении концентрации дезактивирующего

3 3 раствора от 0,1 моль/дм до 0,5 моль/дм при температуре +25 °С

137 наблюдается увеличение доли удаленного Сб в 1,8-2 раза. Однако при дальнейшем увеличении концентрации дезактивирующего раствора до 1 моль/дм3 доля удаленного Сб137 остается неизменной.

Показано, что при изменении температуры дезактивирующего раствора от +25 °С до +90 °С происходит увеличение скорости дезактивации в 812 раз. Также установлено, что уменьшение потери массы дезактивируемого бетона происходит при понижении концентрации и увеличении температуры дезактивирующего раствора КЫ03.

137

Экспериментально доказано, что доля удаленного Сб из бетона 0,5 моль/дм3 раствором ЬСКОз составляет 40 % от исходной активности

60 3 бетона, а Со 0,1 моль/дм раствором трилона-Б -100% и не зависит от степени и способа загрязнения бетона. Установлено, что использование электрокинетического способа

137 дезактивации загрязненных бетонов от Сб при плотности тока

125 А/м позволяет не только ускорить процесс выщелачивания в 200137

250 раз, но и увеличить долю удаленного Сб в 1,6 раза.

137

Показано, что возможно удаление Сб из бетона с коэффициентом дезактивации 7-14, с условием частичного разрушения структуры бетона.

Испытания пилотной установки СКАТ-1 показали возможность масштабирования процессов реагентной и электрокинетической

1 "XI дезактивации радиоактивного бетона от Сб . Параметры процесса -коэффициенты дезактивации и удельные расходы реагентов, соответствуют параметрам, полученным в лабораторных экспериментах;

Разработана технологическая схема дезактивации бетона методом реагентного выщелачивания, рассчитаны материальные потоки, проведена экономическая оценка представленной технологии с учетом цен на 2009 год, с помощью которой показан экономический эффект от внедрения данной технологии.

1.В., Камнев E.H. Подземное захоронение радиоактивных отходов - последний шаг в цепочке обращения с РАО. Труды V1. Международной конференции, Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО, Санкт-Петербург, 27/09-1/10/2004, С. 34-35.

2. Кузнецов В.М. Вывод из эксплуатации объектов атомной энергетики. М. 2003. С.123.

3. Былкин Б.К., Шапошников В.А., Шмаков J1.B., Берела А.И. Обращение с радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации энергоблоков ЛАЭС. Известия Академии Промышленной Экологии. №2. 2004. С. 133-140.

4. Калинкин В.И., Шведов A.A., Демин A.B., Федоров Н.В., Кащеев В.В., Звягина Л.Н. Проектные решения по обращению с ТРО на объекте в губе Андреева. Труды VII Международной конференции

5. Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО", Санкт- Петербург 27/09- 1/10/2004. С. 248-255.

6. Баженов Ю.М. Технология бетона. М.: Высшая школа. 1987. С. 415.

7. Дерягин Б.В., Поверхностные силы , академия наук СССР, «Наука», Москва, С. 307-308.

8. Ахвердов И.Н., Основы физики бетона, М., стройиздат 1981, С. 463.

9. Горчаков Г.И., Строительные материалы, М., Высшая школа, С. 165.

10. Шихненко И.В., Краткий справочник инженера-технолога по производству железобетона, Киев, 1976, С. 52.

11. Воробьев В.А., Комар А.Г., Строительные материалы, М., стройиздат 1976г, С. 138.

12. Сизов В.П., Проектирование составов тяжелого бетона, М., стройиздат 1979г. С. 105.

13. Seveque J. L., de Cayeux M.D. Mathematical modeling of radioactive waste leaching. J. Concrete Research (1992) 22, P. 477-488.

14. Castellote M., Andrade C., Alonso C. Characterization of transport of cesium, strontium, cobalt and iron ions through concrete by steady-state migration and natural diffusion tests. Advances in Cement Research. (1999) 11 (4) P. 161168.

15. El-Kamash A.M., El-Dakrouru A.M., Aly H.F. Leaching kinetics of 137Cs and 60Co radionuclides fixed in cement and cement-based materials. Cement Concrete Research (2002) 32, P. 1797-1803.

16. Jooss M., Reihards H.W. Permeability and diffusivity of concrete as function of temperature. Cement Concrete Research (2002) 32, C. 1497-1504.

17. Cano F.De.J., Bremner T.W., McGregor R.P., Balcom B.J. Magnetic• • 1 23 35 • •resonance imaging of 'H, Na and CI penetration in Portland cement mortal. Cement Concrete Research (2002),32, P. 1067-1070.

18. Bagosi S., Csetenyil L.J., Cesium immobilization inhydrated calcium-silicate-aluminate system, Cem. Concr. Res. 28 (1988) P. 1753-1759.

19. Agarval S., Angus M.J. Sorption of Radionuclides onto Specific Mineral Phases Present in Repository Cement, Report AEA Technology NSS/R312, 2000, P. 1-64.

20. Hanna J.V., Aldridge L.P., Cs speciation in cement, Mat. Res. Soc. Symp. 663 (2001) P.89-101.

21. Atkinson A., Nickerson A.K., The diffusion of ions through water-saturated cement, J.Mat. Sci.19 (1984) P. 3068-3078.137

22. Plodinec M.I., Evaluetion of Cs Sorbents for Fixation in Concrete. Report DP-I444, EJ. Du Pont de Nemours and Co., Savannah River Laboratory USA, 1977, P. 1-25.

23. Atkinson A., Nickerson A.K., Diffusion and sorption of cesium, strontium and iodine in water-saturated cement, nucl. Tech. 81 (1998), P. 100-113.

24. Jakubick A.T., Gillham R.W. Attenuation of Pu, Am, Cs and Sr mobility in concrete, Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 84 (1987), P. 355-368.

25. Noshita K. Categorization of cement hydrate by radionuclide sorption mechanism, Mat. Res. Soc. Symp. Proc. 663 (2001), p. 115-121.

26. Iwaida T., Tanaka S., Sorption of alkali metal ions onto C-S-H. Cem. Sci.Concr.Tech. 55 (2001), P.21-26.

27. BarNes G., Kats A. Proc Work Mech Model Waste/Cem Interact, Meiringen, Switzerland, 2005, P. 13.

28. Ryu J., Otsuki N., Minagawa H. Long-term forecast of Ca leaching from mortar and associated degeneration. Cement Concrete Research. (2002) 32, P.1539-1544.

29. Saito H., Deguchi A. Leaching tests on different mortars using accelerated electrochemical method. Cement Concrete Research (2000) 30, P.1815-1825.

30. Siegwart M., Lyness J.F.,.McFarland B.J. Change in pore size in concrete due to electrochemical chloride extraction and possible implications for the migration of ions. Cement Concrete Research. (2002) 33, P. 1211-1221.

31. Зимон А.Д., Дезактивация, М., атомиздат 1975г, С. 279.

32. Amred R. Process and apparatus for the mechanical decontamination of walls and concrete structures. EP 1231610 A2 20020814; 2002, P. 45.

33. Hirabayashi M., Kameo Y., Myodo M. Application of a laser to decontamination and decommissioning of nuclear facilities at JAERL Proc. Of SPIE-The International Soc. Of Optical Engineering (2000), 3887, P. 94-103.

34. Mitsumori Т., Miyajima K., Okane S., Akimishi S., Kamata H. Laser decontamination system for concrete surface. Patent JP 2000346991 A2 20001215. 2000, P. 134.

35. Sugimoto J., Gjorv O. An electrochemical method for accelerated testing of chloride diffusivity in concrete. Cement and Cement Research (1994) 24 (8) P. 1534-1548.

36. Devgun J.S., Land R.R., Doane R.W. Demonstration experience with an abrasive blasting technique for decontaminating concrete pads. Waste Management90 (Tucson, Arizona) Vol.2, P. 489-495.

37. Warning L. Decontamination by shotblasting of radioactivity deposited on an asphalt road. Radiation Protection Dosimetry (1987) 21 (1-3), P.141-143.

38. Andrade C.P., Alonso C. Procedure for ionic decontamination of concrete in nuclear installation. Patent ES 2156613 A1 20010616. 2001.

39. Andrate C.P., Alonso C. Procedure for ionic decontamination of concrete in nuclear installation. Patent ES 2156613 A1 20010616 2001.

40. Harris M.T., DePaoli D.W., Ally M.R. Modeling the electrokinetic decontamination of concrete, Sep. Sci. Technol. (1997) 32 (1-4), P.3 87-404.

41. Bostick W.D., Bush S.A., Marsh G.C. Electroosmotic decontamination of concrete. March 1993, ORNL, Tennessee, Reporte under DOE constant DE-AC05-840R21400.

42. Oishi A., Tanimoto Y. Processing method for radioactive concrete. 2002341088 A2 20021127, 2002.

43. Collins E.D., Box W.D. Analysis of data from leaching concrete samples taken from the Three Mile Island unit 2 rector building basement. Nuclear Technology 1989 87, P. 786-796.

44. Cornelissen H.A.W., Van Hulst L.P.D.M. Volume reduction of contaminated concrete by separation. Kema Scientific and Technical Reports 1990 8, P. 359-366.

45. Krause T.R., Helt J.E. Applications of microwave radiation in environmental technologies. Ceramic Transactions 1993 36, P.53-59.

46. Способ гидравлического удаления слоя бетона с потолка. США. № 5 022 927. МКИВ08В 3/00. НКИ 134-34. Публ. 91.06.11, т. 1127, № 2.

47. Гидравлическая установка для удаления бетонного покрытия с потолка. США. № 4 911 188. МКИ В08В 3/02. НКИ 134-56 R. Публ. 90.03.27.

48. Шилов В.Е., Мкртумян А.В., Кузнецов А.А. Способ очистки поверхностей. СССР. № 165 2003-А1. ВНИИ Ветеринарной санитарии. Публ. 92.05.30 № 20. МКИ 5В08В 3/02.

49. Способ и устройство для очистки поверхностей. Германия. Ghibli Hochdruck AG, AESCH, CH. № 4 320 410-A1. МКИ B08B 3/02. Заявл. 21.06.93. Публ. 22.12.94.

50. Аппарат для очистки поверхностей, в частности, фасадов зданий, с помощью текучей среды, подаваемой под давлением. Франция. HYDRIS.

51. Greppo Jean. № 2 709 687-Al. МКИ В 08В 3/02. Заявл. 08.09.93. Публ. 17.03.95.

52. Способ очистки зданий с помощью очень низкого давления. Франция. VIEL JEAN PIERRE. № 2 709 257-Al. МКИ B08B 5/02. Заявл. 23.08.93. Публ. 03.03.95.

53. Sanchez Garsia, Francisco Javier; Ballano Garcia, Antonio. Машина для обработки фасадов. EP. № 1 084 771. МКИ 7В 08В !/4. Заявл. 16.04.98. Публ. 21.03.01.

54. Fouquet Rojer, Davoust Igor. Способ и система очистки от асбеста сооружений больших размеров. Франция. Construction Maintenance Et Services. № 2 795 664-Al. МКИ G21F 9/00

55. Michael Robert. Переработка твердых отходов. Великобритания. Ellison. British Nuclear Fuels Pic. № 2 296 716-Al. МКИ G21F 9/28. Приор. 18.02.04, № 03 127. Публ. 23.08.95-А.

56. Обработка твердых отходов. США. № 5 640 703-А. МКИ G21F 9/00. НКИ 588-1. Приор. 29.01.96, № 593 479. Публ. 17.06.97-А.

57. Состав, пена и способ очистки поверхности. Франция. № 2 841 802-А1, В1. МКИ G21F 9/00, В08В 3/08. Приор. 08 07 2002, № 200208537. Публ. 09.01.2004 Al, 04.03.2005-В1. Аналоги: РСТ, № 2004 008 463-А2.

58. Knajfl Josef, Severa Jan. Способ обеззараживания поверхностей, загрязненных радиоактивными веществами. ЧССР. № 268 300-В1. Публ. 14.08.89. МКИ G21 F 1/10.

59. Mulder Steven, De Block-Bury Frank Paul Herman. Способ и устройство для нанесения очищающей или дезинфицирующей пены наповерхность. WO. № 9 513 885-А1. МКИ B08B 3/00. Заявл. 10.10.94. Публ. 26.05.95.

60. Knajfl Josef, Severa Jan. Способ обеззараживания поверхностей, загрязненных радиоактивными веществами. ЧССР. № 268 300-В1. Публ. 14.08.89. МКИ G21 F 1/10. Knajfl Josef, Severa Jan

61. Paurat Geotechnik Gmbh. Способ дезактивации радиоактивно облученных материалов. Германия. №19917936-А1. МКИ G21F 9/28. Приор. 21.04.99, №19917396. Публ. 26.10.2000-А1.

62. Corpex Technologies, Inc. Способ и устройство для электролитической очистки поверхностей, загрязненных радиоактивными материалами. США. № 5 776 330-А. НКИ 205/687. МКИ C25F 1/04, C25F 7/00. Приор. 08.05 96, № 646 770. Публ. 07.07 98-А.

63. Villumsen Arne, Jensen Joergen Birger. Способ и установка для очистки материалов от тяжелых металлов. США. № 6 458 277-ВА. МКИ 7В 09С 1/00. Заявл. 28.01.00. Публ. 01.10.02.

64. Lindgren E.R., Mattson E.D., Electrokinetic Remediation of Unsaturated Soils. Emerging technologies for Hazardous Waste Management. 1994, №1, p.33-50.

65. Шевцова E.B. Исследования и разработка физико-химических основ технологии электрокинетической очистки грунтов от радионуклидов., М., 2003, С. 123.

66. Соникку фэро К.К. Способ мойки с использованием ультразвука. Япония. № 4-38471-В4. МКИ В08В 3/12, C23G 5/04. Публ. 92.06.24, № 2-962.

67. Ebara Res Со Ltd. Fujii Toshiaki. Способ и устройство для чистки твердой поверхности. Япония. 02. № 3 341 927-В2, 6 296 944-А. Заявл. 19.04.93. Публ. 05.11.02.

68. Ebara Res Со Ltd. Fujii Toshiaki. Способ и устройство для чистки твердой поверхности. Япония. 02. № 3 341 927-В2, 6 296 944-А. Заявл. 19.04.93. Публ. 05.11.02.

69. Bradtec Limited. Способ очистки радиоактивных материалов. США. № 5 852 786-А. МКИ G21F 9/00. Приор. 22.12.94, № 94 26 023, GB; 14.12.95, № 95 02 919, GB. Публ. 22.12.98.

70. Сфагнум A/C(NO). Бенес Эйвинн(1ЧО). Очистка гетерогенного материала от загрязнений с помощью сорбционного агента. Россия. № 02 177 843-С2. МКИ 7В 09С 1/ 00. Заявл. 16.04.97. Публ. 10.01.02.

71. Brown Terry, Geiss Anthony, Grieco Scott, Neubauer Eric, Rhea James. Способ и установка для удаления загрязнений с твердых поверхностей и обработки отходов. США. OnBRJEN&GERE TECHNICAL SVSC.,INC. № 5 457 261-А. МКИ G21F 9/00.

72. Fouquet Rojer, Davoust Igor. Способ и система очистки от асбеста сооружений больших размеров. Франция. Construction Maintenance Et Services. № 2 795 664-Al. МКИ G21F 9/00.

73. Siemens AG. Устройство для очистки поверхности. Франция. № 2 209 179-А6. МКИ G21F 9/00, В24С 1/00, 11/00. Заявл. 31.11.73, № 73 427 71. Публ. 02.08.74, 28.06.74-А2. Приор. 04.12.72, № 259 334, DE.

74. Westinghouse Electric Corporation. Способ дезактивации радиоактивных поверхностей. Япония. № 55 141 700-А. МКИ GG21F 9/00,

75. В24С 1/00. Заявл. 11.04.80, № 47002. Приор. 12.04.79, № 29598, США. Публ. 05.11.80.

76. Милова Кристиан, Шмидт Фридрих. Устройство и способ дезактивации участков, загрязнённых радиоактивными веществами. ЕР. №0 158 743-В. Публ. 27.07.88. G21F9/00. Ernst Schmidt Gmbh.

77. Power Reactor & Nuclear Fuel Dev. Corp. Способ и устройство для дезактивации с использованием сопла для всасывания крошки из сухого льда. Япония. № 02 991 974-В2. Публ. 20.12.99. МКИ G21F 9/28.

78. Doryokuro Kakunenryo Kai. Способ дезактивации поверхности. Япония. № 60 070 399-А. MKHG21F 9/30. Заявл. 27.09.83, № 178784. Публ. 22.04.85. Аналоги: ФРГ, № 3429700, Франция, № 2551368, Великобритания, №2145643.

79. Mie Koki Kk; Asahi Gas Co Ltd. Giga Yoshikasu. Очистное устройство для поверхности бетонной конструкции. Япония. № 3 425 122-В2. МКИ 7В 08В 5/02. Заявл. 26.06.00. Публ. 07.07.03.

80. Nusec Gmbh. Blaudszun Berndt, Frese Johann. Способ и установка для облучения поверхностей, в частности загрязнённых поверхностей. Германия. № 37 20 992-С. Публ. 01.02.90. МКИ G21 F 9/28, F 25 С 1/00.

81. Способ очистки поверхностей струей мелких замороженных частиц. США. № 5 147 466. МКИ 5 В 08В 7/00. Публ. 92 09 15. Приор. Япония, 29.09.89, 1-252076.

82. Daido Jokushuko КК. Способ очистки поверхностей. Япония. № 60 237 400-А. МКИ В08ВЗ/08, В24С 1/00, G21F 9/30. Заявл. 24.12.83, № 251671. Опубл. 26.11.85.

83. Способ и среда для удаления покрытий с чувствительных поверхностей обдувкой. ЕПВ (ЕР). № 0 525 122. МКИ 5 В 08 В 7/00. Публ. 93.02.03, № 5.

84. Huff, Carl L. Способ ликвидации загрязнений тяжелыми металлами. США. № 5 797 992-А. МКИ 6В 08В 7/00. Заявл. 19.11.96. Публ. 25.08.98.

85. Huff, Carl L. Способ очистки материалов от тяжелых металлов. США. № 6 001 185-А. МКИ 6В 08 В 3/10. Заявл. 30.10.98. Публ. 14.12.99.

86. Genshiryoku Daiko K.K. Механизм для очистки ступенчатых элементов поверхности ядерно-энергетического оборудования. Япония. № 02 062 034-В4. Публ. 21.12.90. МКИ G21F9/28.

87. Genshiryoku Daiko K.K. Устройство для очистки стенок бассейнов. Япония. № 05 045 159-В4. Публ. 08.07.93. G21F9/28.

88. BRITISH NUCLEAR FUELS PLC. Дезактивация поверхности. Великобритания. № 2 301 221-А1. МКИ G21F 9/28. Приор. 09.03.94, № 9404552. Публ. 27.11.96-А1.

89. Устройство для очистки загрязнённых поверхностей бетонных сооружений Япония. № 01054680-В4. МКИ G21F 9/28.

90. Von Arx Ag. Способ и устройство для дезактивации зараженных поверхностей из минеральных материалов. Швейцария. МКИ G21F 9/00. Приор. 09.02.2001. №239. Аналоги: ЕР, № 1 231 610-А2.

91. Устройство для очистки кирпичей. ЕПВ (ЕР). № 0 522 749-А1. МКИ 5В08В 1/00. Публ. 93.01.13, № 2. Приор. Великобритания, 08.07.91, 9114708.

92. Устройство для сбора под вакуумом и транспортировки радиоактивной пыли. США. № 037 159-А5. МКИ 7L9/00, B01D45/12, B25D17/32.

93. Никки К.К., Сэйдэнся К.К. Устройство для чистки поверхности стен. Япония. № 478 357-В4. МКИ 5В 08В9/08, A47L11/38, G21F9/30. Публ. 92.12.10, №2-1959.

94. Tokyo Shibaura Electric Со. Способ контроля радиоактивной загрязненности бетона. Япония. № 3 350 202-В2. МКИ G01T 7/02, G21F 9/30. Приор. 18.02.94, № 21370. Публ. 25.11.2002-В2. Аналоги: Япония, № 7 229 971-А.

95. Fantin Egidio Dit Jean-Marie. Способ чистки каменной поверхности и компресс для увлажнения очищаемой поверхности. Франция. LEFEVRE SA M. № 2 710 860-Al. МКИ В 08В 3/4. Заявл. 06.10.93. Публ. 14.04.95

96. Fantin Egidio Dit Jean-Marie. Способ чистки поверхностей из камня и материал для увлажнения очищаемых поверхностей. ЕР. M. LEFEVRE S.A. № 723820-А1. МКИ 6В08В 3/04. Заявл. 26.12.94. Публ. 31.07.96.

97. Hitachi К.К., Sakurai Mikio, Hayashi Tsutomy, Izumi Masayiki. Способ дезактивации твёрдых поверхностей. Япония. № 62 269 096-А. Публ. 21.11.87. МКИ В08В 3/10, G21F 9/30.

98. Способ дезактивации поверхностей. СССР. ДСП. № 1.748 556-А1. НПО "Энергия". МКИ: заявл. 26 12.89, № 4796793/25 G21F 9/00.

99. Dowa Mining Co. Izumikawa Chiaki. Способ обработки отходов, содержащих тяжелые металлы. Япония. 02. № 3 553 671-В2; 8 182 983-А. Заявл. 28.12.94. Публ. 11.08.04.

100. Waring Stephen. Способ и устройство для удаления трития из зараженных объектов. Великобритания. United Kingdom Atomic Energy Authority. № 2 242 060-A1. МКИ G21F9/08. Публ. 18.09.91.

101. United Kingdom Atomic Energy Authority. Способ удаления трития. № 2 659 783-A. Франция. МКИ G21F 9/28, GO IN 22/00. Заявл. 13.03.91, № 003 040. Приор. 14.03.90, № 005 707, GB. Публ. 20.09.91.

102. Shimizu Construction. Способ обработки бетона, загрязненного тритием. Япония. № 01 273 000-А. МКИ G21F9/30. Приор. 26.04.88, № 102 911. Публ. 31.10.89-А.

103. British Nuclear Fuels Pic. Способ и устройство для дезактивации. Великобритания. № 2 374 198-А1. МКИ G 21F 9/00. Приор. 04.04.2001. Публ. 09.10.2002-А1.

104. Боженов Е.П., Плугин А.И., Тополиди К.Г., Чистяков Б.З. Способ дезактивации бетонных конструкций и устройство для его осуществления.

105. СССР. Ленинградский институт текстильной и легкой промышленности. № 1 538 800-А1. МКИ G21F 9/34. Приор. 29.04.88, № 4 446 501. Публ.: ДСП.

106. Способ удаления трития. США. United Kingdom Atomic Energy Authority. № 5 283 010-A. НКИ 588-1. МКИ G21F 9/00. Приор. 14.03.91, № 665577. Публ. 01.02.94.

107. Способ дезактивации твердых негорючих поверхностей. Россия. Мое НПО "Радон". № 2 114 470-С1. МКИ G 21F 9/28. Приор. 16.04.97 № 97 106 224. Публ. 10.10.98-А, 27.06.98-С. Аналоги: № 97 106 224-А.

108. Егоров Б.И., Харитонов К.А., Симановская И.Я. Технический прогресс в атомной промышленности, 1984, №3, с.8-13, С. 18-23.

109. Поляков A.C., Мамаев Л.А. Особенности дезактивации после Чернобыльской катастрофы. М.: Всес. НИИ неорганических материалов, 1991. С. 122.

110. Егоров Б.Н., Рузакова Т.Ф. Технический прогресс в атомной промышленности, 1986. №2, С. 18-28.

111. Павлоцкая Ф.И. «Миграция радиоактивных продуктов глобальных выпадений в почвах», М., Атомиздат 1974, С. 134-144.

112. Николаев А. Н., Карлина О. К., Юрченко А. Ю., Карлин Ю. В.137

113. Оценка возможности дезактивации бетона от Cs реагентным методом». В печати, Атомная энергия, Т.1, 2012, в печати.

114. Официальный сайт МГУП «Мосводоканал» Электронный ресурс.,- Режим доступа: http:// www.mosvodokanal.ru свободный. — Загл. с экрана.

115. Яз. рус. Дата обращения 01.06.09.

116. ООО «Лабтехпром» Электронный ресурс. Режим доступа: http:// www.labequip.ru — Загл. с экрана. — Яз. рус. Дата обращения 01.06.09.

117. Официальный сайт «Мосэнерго» Электронный ресурс., Режим доступа: http://www.mosenergo.ru свободный. — Загл. с экрана. — Яз. рус. Дата обращения 01.06.09.