автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.02, диссертация на тему:Разработка и внедрение технологии обращения с йодом-129 в процессе переработки облученного ядерного топлива энергетических реакторов

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1 Литературный обзор.

1.1 Радиоактивный йод в проблеме радиационной безопасности.

1.2 Ядерно-физические и физико-химические свойства йода.

1.3 Пути образования газообразного йода-129 и его распределение по технологическим потокам в процессе переработки ОЯТ.

1.4 Обращение с йодом-129, освобождающимся из топлива на начальной стадии растворения ОЯТ.

1.5 Улавливание йода в условиях радиохимического производства.

1.6 Эксплуатация узла йодной очистки на комплексе РТ-1.

1.7 Регенерация отработанного серебросодержащего сорбента.

1.7.1 Регенерация сорбента с использованием жидкостных методов.

1.7.2 Регенерация сорбента путём его обработки газообразными реагентами.

1.8 Обращение с йодсодержащими отходами радиохимических производств.

Глава 2 Методики проведения анализов.

Глава 3 Исследование и оптимизация процесса сорбции йода-129.

3.1 Узел йодной очистки.

3.2 Эксплуатация адсорбционных колонн.

3.2.1 Опыт эксплуатации третьей адсорбционной колонны.

3.2.2 Исследование устойчивости композиции сорбент-йод в процессе эксплуатации адсорбционных колонн.

3.2.3 Внедрение схемы прогрева адсорбционных колонн в межоперационные периоды.

Глава 4 Оптимизация метода регенерации серебросодержащего сорбента.

4.1 Зависимость степени разложения восстановителя, разрушения и растворения гранул сорбента от концентрации щелочи.

4.2 Зависимость эффективности регенерации серебросодержащего сорбента от температуры и концентрации щёлочи.

Глава 5 Разработка метода извлечения йода-129 и серебра из аналитических фильтров МАЙ.

5.1 Изучение процессов извлечения йода-129 из фильтров

МАЙ щелочным раствором гидразин-нитрата.

5.2 Изучение процесса извлечения серебра из фильтров МАЙ.

Глава 6 Исследование процесса осаждения йодида меди из щелочных растворов, образующихся в результате регенерации отработанного сорбента.

6.1 Изучение уноса молекулярного йода в газовую фазу.

6.2 Разработка и испытание метода формирования осадка йодида меди.-.

Глава 7 Разработка аппаратурно-технологической схемы обращения с йодом-129.

7.1 Регенерация серебросодержащего сорбента.

7.2 Выделение йода-129 из щелочных растворов, образующихся в процессе регенерации серебросодержащего сорбента.

Интенсивное развитие ядерной энергетики выдвигает на передний план завершающую стадию ядерного топливного цикла (ЯТЦ) - регенерацию отработанного ядерного топлива (ОЯТ) энергетических установок и решение сопутствующих ей вопросов обращения с радиоактивными отходами.

Основной задачей при обращении с отходами ЯТЦ является устранение попадания радиоактивных изотопов в окружающую среду в количествах, превышающих предельно допустимые значения. При этом на первом месте стоят вопросы эффективности и экономичности применяемых способов. Количество радиоактивных отходов, их агрегатное состояние, а также ядерно-физические и физико-химические свойства содержащихся в них радионуклидов, обуславливают специфичность способов их кондиционирования.

Одной из основных задач, которые приходится решать в ходе регенерации ОЯТ, является проблема создания высокоэффективной системы газоочистки. Возможность загрязнения окружающей среды по линиям газовых выбросов как при нормально работающих предприятиях, так и в аварийных ситуациях наибольшая. Поэтому задачей специалистов является создание простых, надежных и экономичных способов локализации и последующей изоляции газообразных и летучих радионуклидов, выделяющихся при переработке ОЯТ.

Среди радиоактивных газообразных нуклидов, образующихся при переработке ОЯТ, особое место занимает йод-129. Несмотря на малую удельную активность (6,4-6,5)-106 Бк/г, он представляет серьёзную биологическую опасность вследствие длительного периода полураспада (1,57- 107 лет), высокой мигрирующей способности, обусловленной его физико-химическими свойствами и возможности физиологического накопления в критическом органе человека - щитовидной железе [1-4].

Содержание йода-129 в ОЯТ зависит от типа топлива, степени его выгорания и колеблется в широких пределах. Например, в 1 т отработавшего топлива легководного реактора с первоначальным обогащением 3,1 % по 11-235 и выгоранием 33 ГВт • сут/т образуется примерно 280 г йода с суммарной активностью около п

1,3-10 Ки. При этом 230 г (-0,038 Ки) составляет йод-129, остальное количество 5 приходится на стабильный йод-127 (42 г) и йод-131 (8 г), активность которого может составлять 1-Ю6 Ки [5]. В ОЯТ ВВЭР-440, поступающем на переработку на заводе 235, содержится в среднем 0,23 кг йода на тонну урана [6].

В настоящее время общепринятой концепцией обращения с йодом-129 является его максимальное удаление из технологических продуктов в газовую фазу в голове процесса, извлечение из газового потока с надежной последующей изоляцией от биосферы. В этой связи во всех странах, развивающих атомную энергетику и сопутствующую ей переработку ОЯТ, проводятся как лабораторные, так и промышленные испытания методов и систем улавливания йода-129 на основе жидких поглотителей и твердых сорбентов [4]. При этом изучаются возможности улавливания, как элементарного, так и химически связанного йода, например, в форме его органических соединений.

Абсорбция радиоактивного йода жидкими поглотителями находит применение, как правило, в качестве предварительной системы очистки при переработке отработанного топлива [7]. Общими недостатками всех жидкостных методов являются образование большого количества жидких радиоактивных отходов и сложность аппаратурного оформления процесса.

В качестве твердых сорбентов для улавливания йода применяются йодные ловушки, содержащие нитрат серебра, цеолиты в Ag-фopмe, активированные угли, в том числе импрегнированное активными веществами, и другие поглотители.

С пуском в промышленную эксплуатацию третьей цепочки завода 235, для улавливания йода-129 был применен сорбент на основе оксида алюминия марки А (ГОСТ 8136-76), импрегнированный солью азотнокислого серебра. При выборе сорбента исходили из того, что он обладает высокой эффективностью улавливания йода-129 (т]>99.9 %). Прочная связь серебра с йодом дает возможность осуществления надежного удержания этого радионуклида, а возможная регенерация отработанного сорбента позволяет многократно использовать его в технологическом процессе. Эксплуатация адсорбционных колонн при переработке ОЯТ энергетических реакторов ВВЭР-440 в течение 14 лет позволила снизить величину выброса йода-129 практически до уровня чувствительности метода его определения на узле рубки-растворения или ниже допустимой среднегодовой объемной активности согласно НРБ-99. 6

В технической документации, регламентирующей эксплуатацию узла йодной очистки, предусматривается после выработки ресурса адсорбционных колонн, уловленный йод-129 хранить непосредственно на сорбенте. Однако химическое соединение йода с серебром в сорбенте не является окончательной формой долговременного его хранения за счёт низкой механической прочности матрицы поглотителя. Это, несомненно, приведёт к уносу йода и к его распространению в биосфере. Также, учитывая, высокую стоимость компонента сорбента - серебра, ведутся исследовательские работы, лабораторные и промышленные эксперименты [8] по удалению йода-129 из промежуточного поглотителя с целью окончательного его концентрирования в надёжной, устойчивой форме. Одновременно решается целый комплекс задач, связанных с поиском устойчивых в физико-химическом отношении форм хранения и методов уничтожения йодсодержащих отходов.

Целью данной работы являлась разработка аппаратурно-технологической схемы обращения с йодом-129 в процессе переработки ОЯТ на заводе РТ-1, включающей в себя: улавливание радиоактивного йода на твердом сорбенте; регенерацию отработанного сорбента с целью повторного его использования; удаление йода-129 из щелочных растворов, образующихся в процессе регенерации твёрдого сорбента; получение компактной формы отходов на основе прессованной композиции йода с металлом, пригодной для долговременного, контролируемого хранения.

Для выполнения поставленной задачи необходимо решить следующие научно-технические вопросы: оптимизировать процесс улавливания йода из газовой фазы, за счёт корректировки режимов эксплуатации адсорбционных колонн, усовершенствования схемы подключения и автоматизации узла йодной очистки; оптимизировать технологию регенерацию сорбента, насыщенного йодом-129 применительно к поглотителю, отработанному в условиях завода РТ-1; 8

Основные результаты диссертационной работы сводятся к следующему:

1. При продувке адсорбционных колонн чистым нагретым воздухом, содержащим оксиды азота (2-5 % об.) происходит вытеснение сорбированного йода из матрицы поглотителя за счёт снижения скорости продвижения сорбционного фронта йода-129 по высоте слоя поглотителя. На заключительном этапе эксплуатации сорбента величина уноса йода-129 в газовую фазу составляет -130 г за сутки продувки. На основании этого проведена модернизация аппаратурной схемы узла йодной очистки (монтаж байпасной линии), в результате чего увеличен срок службы серебросодержащего сорбента в 1.5 раза.

2. Предложен «щадящий» режим регенерации отработанного сорбента, что позволяет увеличить количество циклов регенерации поглотителя, тем самым продлить срок службы сорбента. При сохранении высокой эффективности регенерации, значительно сокращена степень разрушения гранул поглотителя и снижен расход реагентов. По результатам работы подано заявление на предполагаемое изобретение.

3. Показана возможность и внедрена схема исключения из технологической цепочки одного из энергоемких аппаратов - парового подогревателя в межоперационные периоды и на время длительных остановок, что позволило снизить нагрузку на сорбент и сократить энергозатраты.

4. В соответствии с поставленной в диссертации задачей проведена разработка способа иммобилизации йода-129 и серебра из отработанных аналитических фильтров МАИ.

5. Разработан способ устранения уноса йода-129 в газовую фазу в процессе осаждения йодида меди из кислых растворов, за счёт введения в исходный щелочной

92 раствор натрия углекислого кислого. По сравнению с предыдущей технологией концентрирования йода непосредственно из щелочных растворов, в 8 раз снижено количество твёрдых отходов, содержащих йод-129. По результатам работы подано заявление на предполагаемое изобретение.

6. Разработана технологическая схема локализации йода-129 при переработке облучённого ядерного топлива энергетических реакторов, обеспечивающая замкнутый цикл обращения с радиоактивным йодом. По результатам работы в настоящее время ГУП УГПИИ «ВНИПИЭТ» выполнены рабочие проекты на узлы регенерации отработанного сорбента и получения труднорастворимого компаунда йода-129.

Считаю свои приятным долгом поблагодарить научного руководителя работы кандидата химических наук Ровного Сергея Ивановича, соруководителя работы кандидата химических наук Колядина Анатолия Борисовича, Исупова Владимира Константиновича, Пятина Николая Петровича за ценные советы и рекомендации; Веселова Виктора Константиновича, Петунину Тамару Михайловну, Ерохина Алексея Рефсовича, Гладышеву Веру Сергеевну, Рыжкова Виктора Николаевича, Власову Надежду Петровну, Паздникова Александра Павловича, Козлова Алексея Васильевича за помощь в выполнении экспериментальных работ.

93

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В представленной работе на основе современных теоретических представлений о процессах сорбции, а также по данным лабораторных исследований и опыту эксплуатации промышленных установок разработана одна из наиболее предпочтительных для действующего производства технологическая схема обращения с йодом-129, поступающим в газовую фазу в результате вскрытия и растворения облучённого ядерного топлива энергетических реакторов.

1. Демидович Б.П. Йод и его производные. ГОНТИ НКТП. М. 1938 г.

2. Кеениенко В.И., Стасиневич А.С. Технология брома и йода. ГХИ, М. 1960 г.

3. Гусев Д.И. Гигиеническая и радиоэкологическая оценка выбросов и обоснование ПДВ йода-129 при переработке облученного ядерного топлива. Отчет РИ, И-396, Л., 1981 г.

4. Орлова Э.К. Очистка отходящих газов при переработке облученного топлива. Вып. 1. Улавливание йода; Обзорная информация. АИНФ 493 М. ЦНИИ атоминформ, 1979 г, 92 с.

5. Radioiodine Removal in Nuclear Facilities. IAEA-Techn. Reports Series № 201. IAEA, Vienna, 1980, p.98

6. Ю.В. Глаголенко, Е.Г. Дзекун, С.И. Ровный и др. Переработка ОЯТ на комплексе РТ-1: история, проблемы, перспективы. Вопросы радиационной безопасности, № 2, 1997 г., сс.3-12

7. К.Н. Reises, W. Hild. Radiochem Acta 7, 2/3, 75, 1967

8. Истомин И.А. Аналитический обзор. Разработка методов получения труднорастворимых соединений йода-129 для безопасного хранения и захоронения. Инв. № 5039 от 18.05.95

9. Радиоактивность и пища человека. Под ред. Р. Рассела. Перевод с англ. Под ред. В.М. Клечковского. М., Атомиздат, 1971

10. Neil R.H., Robinson Р.В. Radiological Health Data and Reports, 10, 1 (1969)

11. National Institute of Radiological Sciences. Annual Report, 1966 (NIRS 6). Tokyo, 1967

12. Report of the United Nations Scientific Commitee on the Effects of Atomic Radiation. General Assembly Official Records: 21-th Session. Suppl. № 14 (A/6314). N.Y. United Nations, 1966

13. United Nations Scientific Commitee on the Effects of Atomic Radiation. Recent data on environmental contamination. Document A/AS.82/R.222/Rev. I (27 March 1968)

14. Report of the United Nations Scientific Commitee on the Effects of Atomic Radiation. General Assembly Official Records: 24-th Session. Suppl. № 13 (A/7613). N.Y. United Nations, 196994

15. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection (adopted September 19, 1965). Publ. 9. Pergamon Press, 1966

16. Report of the United Nations Scientific Commitee on the Effects of Atomic Radiation. General Assembly Official Records: 18-th Session. Suppl. № 14 (A/5814). N.Y. United Nations, 1964

17. Thompson J.C. Health Phys., 14, 483 (1968)

18. Parsly L.F. Nuclear Safety, 6, 65 (1964)

19. Сивинцев Ю.В. «Атомная техника за рубежом», № 4, 26 (1966)

20. Collins R.D., Eggleton A.E.J. Доклад № P/186 (Англия), представленный на Третью международную конференцию по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1964

21. Способы предотвращения загрязнения атмосферы в результате работы ядерных установок. МАГАТЭ, серия изданий по безопасности, № 17, Вена, 1967

22. Кротков Ф.Г. и др. Доклад № Р/379 (СССР), представленный на Третью международную конференцию по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1964

23. Andrews G.A. et. al. Amer. J. Med., 16, 372 (1954)

24. Freedberg A.S. et. al. J. Clin. Endocrinol. andMetabol., 12, 1315 (1952)

25. Dailey M. et. al. J. Clin. Endocrinol, 13, 1513 (1953)

26. Атабек A.A. Радиоактивный йод в терапии тиреотоксикозовю М., Медгиз, 1959

27. Егоров П.И., Цфасман А.З. Радиоактивный йод в диагностике и лечении заболеваний щитовидной железы. М., Медгиз, 1962

28. Дразнин Н.М. Радиоактивный йод в клинике. Минск, Из-во АН БССР, 1961

29. Goolden A.W. Davy J.B. Brit. J. Radiol., 36, 340 (1963)

30. Кривобок Ю.В. В сб. «Вопросы эндокринологии». Харьков, 1958, стр. 45

31. Кривобок Ю.В. «Архив патологии», 23, № 8, 44 (1961)

32. Dobyns В.М. et. al. J. Clin. Endocrinol. andMetabol., 13, 548, (1953)

33. Moore W., Colvin M. Internal J. Radiobiol., 10, 391, (1966)

34. Anbar M., Inbar M. Nature, 197, 302 (1963)

35. Lindsay S. et. al. Health Phys., 9, 1369 (1963)

36. Почин E.E. В кн. "Материалы Международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1955". Т.10. М., Медгиз, 1958, стр. 329.95

37. Wollman S.H., Widinsky J. Endocrinology, 56, 9 (1955)

38. Методы и практика очистки от йода-129. Справка ДОР, 28739.НРБ-99

39. Опыт промышленной эксплуатации системы йодной очистки при переработке облученного топлива на комплексе РТ завода 235: Отчет/ПО «Маяк»,- Н.П. Пятин, H.H. Просвирнин, И.А. Истомин и др.; инв. № ЦЛ-2883, 1994

40. L.M. Bactsle. Head end and nuclear gas purification research on LMFBR fuel reprocessing in Belgium. Tn: IAEA Advisory group meeting on reprocessing of LMFBR fuels, Leningrad (USSR) 17-21 May, 1976

41. A. Cheske, R. Kraebe., etc. Progres rialises dans Is domacnes inferessant le traitement des domaines ga Zenre des usines de retraitement. Proc Jymp on Management of radioactive Wastes from the nuclear fuel Cycle, Vienna, IAEA, 1976, VI, p.8599

42. H.C. Ахметов. Общая и неорганическая химия. М; Высшая школа, 1981

43. К.Н. Reises, W. Hild. Radiochem Acta 7, 2/3, 75, 1967

44. Kurhu. Bontens radioche radianal retters 15, 1, 29 1973

45. R.P. Edwards. Science, 137, 851, 196247. Пат. 2277415 (Франция)

46. Henrich E., Hufner R., Sahm A. Untersuchung von Verfahrens Varianten zur Iod-Desorption aus simulierter Brennstofflosung. Nucleare Entsorgung. Nuclear Fuel Cycle Bd.I., Weinheim, 1983, s. 79-107.

47. Henrich E. Chemie der Purex-Eingangsstufe.-In : Chemie der Nuclearen Entsorgung Teil. 3 München, Verlag Karl Thiemig, 1980.50. Пат. 2376499 (Франция)

48. Handing of tritium-bearing Wastes. Teshnical report series № 203, Vienna, IAEA, 1981,137 p.

49. JI.H. Лазарев и др. Исследования по подбору поглотителей для очистки от радиоактивных изотопов, образующихся при переработке облученного ядерного топлива, методов последующего выделения йода. Отчет РИ, № И-178, Л, 197996

50. Mc.Manus.J.et.all. Model of iodine-129 process distribution in a nuclear-fuel-reprocessing plant. ENICO 1108, 1982, 46 p.55. Пат. 4201690 (США)

51. Kawaguchi A. et. al. Iodine removal by silver exchanged zeolite filters from the vessel offgas in Tonai reprocessing plant. CONF - 820833. Vol. 2, p. 1142-1151. (Цит. no INIS, 1983, Vol. 14, № 20, 793523.

52. Mailer Y.C., Horner D.E. Removal of iodine from reactor fuel solutions as insoluble Pdl2 Nucl. Technol., 1977, № 33, № 3, 260-263 p.

53. Система ДОР. Краткий обзор материалов докладов конференции США по газоочистке. РИ, Справка № 142

54. Burger L.L., Scheele R.D., Wiemers K.D. Selection of a form for fixation of iodine-129. PNL-4045, dec. 1981

55. Development of agueous processes for LMBR fuels Chemical technology division annual progress report for period ending. Mar. 31, 1972, ORNL - 4794, p. 21-22 •

56. B.A.Hannaford. Iodox process iodine removal from air with hyperazeotropic nitric acid. - Trans Amer. Nucl. Soc., 1977, v.27, p. 481.

57. Y.C. Mailer, D.E. Horner. Removal of radioiodine from gas streams by electrolytic scrubbing-Nucl. Technol., 1976, v.30, №3, p.317-324

58. Y.C. Mailer, D.E. Horner. Removal of radioiodine from gas streams by electrolytic scrubbing Trans. Amer. Nucl. Soc, jun., 1976, № 23, p.260-261

59. H. Kretschemer. Reactortagung, Mancheim, 1977, s. 405

60. Brucher H. Behandlung und Besectigung der fluchtigen Radionuclide Tritium, Kohlenstoff-14, Krypton-85 und Iod-129 bei der Wiederaufarbeitung Atomkernenenergie - Kerntechnic, 1984, Vol. 44, № 2 s 111-114.

61. R.T. Jobin. Organic iodine removal from simulated dissolver off-gas systems using partially exchanged silver mordenite. CONF 8208333 - 12, 1982, 16 p.

62. Sheele R.D., Burger L.L. Methyl iodine sorption by reduced silver mordenite, PNL -4489, 1983, 72 p. INIS, № 2, 796803.

63. R.T. Jobin. Organic iodine removal from simulated dissolver off-gas systems using silver-exchanged mordenite. CONF 801038, 1988, 31 p.

64. Ю.Г. Мокров. Оценка значений некоторых радиоактивных параметров облучённого топлива ВВЭР. «Вопросы радиационной безопасности» №1, 1998, с. 45-54.76. Пат. 4004993 (США)77. AECL 8403. 1985

65. Sakuray T., Izumo M., Takahashi A., Kamaki J. Application of Zeolites to Remove Iodine from Dissolver off-gas (I). J. Nucl. Sci. and Technol (Japan), 1983, vol. 20, № 3, p. 264-266

66. Sakuray T., Izumo M., Takahashi A., Kamaki J. Application of Zeolites to Remove Iodine from Dissolver off-gas (I). J. Nucl. Sci. and Technol (Japan), 1983, vol. 20, № 9, p. 784-786

67. Разработка систем очистки газовых выбросов от йода 129 для второго и третьего комплексов завода РТ, п/я Р-6575, 198598

68. Шидловский В.М., Запоров Ю.А., Кубасов В.Н., Смирнова Н.М., Иванов М.В., Брохович Н.Б., Лаушкина Г.А. Способ регенерации сорбента, содержащего труднорастворимые соединения серебра. А.с. № 299963 от 25.03.87.

69. Брохович Н.Б., Громов Г.Ф., Кубасов В.Н. и др. Промышленная регенерация сорбента КИО АД-6012/lc в цехе 1 завода 235. Сообщение. Исх. № ЦЛ/1123 от 27.03.01

70. Брохович Н.Б., Кубасов В.Н., Петунина Т.М. и др. Промышленная регенерация сорбента КИО АД-6012/3 в цехе 1 завода 235. Сообщение. Исх. № ЦЛ/4303 от 08.11.2001

71. Регенерация серебросодержащего сорбента озоном. А.с № 111583 от 15.09.77 (СССР), патент № 53-30990, 1978 г. (Япония)

72. Scheele R.D. and Wiemers K.D. Fixation of iodine-129. PNL 3000-5, 1980.

73. Burger L.L., Scheele R.D. . Fixation of iodine-129. PNL 3000-6, 1980.

74. Scheele R.D. Fixation of iodine-129. PNL 3000-7, PNL - 3000-8, PNL - 3000-9, PNL-3000-10, 1981.

75. Vance E.D. et.al. Ceramic Phases for Immobilization of 1-129. DOE/ET/41900-9, 1981.

76. P.Teylor and J.Lopata."Solidifification of Dissolved Agueous Iodide by Reaction with a-Bi203 to form a- Bi507I ". Report AECL-9554, Atomic Energi of Canada Ltd.Pinawa.MB.Canada.1988.

77. Рябова А.А., Савельев В.Ф. «Испытание отвержденных радиоактивных отходов на выщелачивание» Радиохимия, т. 23, № 3,1981, с. 435-457.

78. Полуэктова Г.Б., Смирнов Ю.В. Проблемы обращения с радиоактивными отходами за рубежом. Вып. 2 АИНФ 517 М., ЦНИИ атоминформ, 1980.

79. Материалы VI научно-технической конференции СЭВ. Москва, 22-23 декабря 1976 г. М-, Атомиздат, 1978, вып. 2

80. Калинин Н.Н., Елизарова А.Н., Щебетковский В.Н., Кузнецов ЮЛ., Исупов В.К. Исследование выщелачивания йода из цементных и битумных компаундов на основе различных соединений йода. Радиохимия, № 4, 1983, с. 537-542.

81. Хесне Е.Д. Испытание отвержденных р/а отходов на выщелачивание. АИНФ 155(11).-М., 1971.96. Патент 2092918, патент РФ9997. Патент 2090945, патент РФ

82. Москалёв П.Н., Любцев Р.П., Исупов В.К. и др. Способ извлечения изотопов йода из органических экстрагентов. А.С. 995468, СССР, 1982 г.

83. ЦЗЛ. Инструкция предприятия. Алюмогель. Методы определения серебра и его соединений. Инв. № ЦЛ-4172

84. ЦЗЛ. Инструкция предприятия. Растворы технологические. Фотометрический метод определения содержания йодид-ионов. Инв. № ЦЛ-3887.

85. ЦЗЛ. Инструкция предприятия. Алюминий. Комплексометрический метод определения в осадках. Инв. № ЦЛ-3671103. СТП 74.26-87104. СТП 74.49-87

86. Акт о пуске в работу йодной колонны АТ-3439/3. Исх. № 35/2357 от 16.06.98

87. Акт по отбору проб сорбента из колонны АТ-3439/3. Исх. № ЦЛ/956 от 22.03.00

88. Результатов промышленной эксплуатации узла йодной очистки 3-ей цепочки комплекса РТ: Отчет/ПО "МАЯК".- Пятин Н.П., Истомин И.А., Просвирнин Н.Н., Козлов А.В., Максимов В.Е., Шигин В.Н., Ястребов В.Б.; инв. № 5370 н/с, 1996, с.23

89. Проект Ф 235.99.060. ТХ Монтаж байпасной линии на АТ-3439/3. Инв. № 404П

90. Техническое задание на изменение конструкции йодной колонны АД-6012. № 72/01 от 30.05.01

91. Рабочий проект. № 0235.07.4295.000 СБ

92. План мероприятий по монтажу йодных колонн АД-6012 в помещении 083. № 35/2068 от 31.07.01 и № 35/3039 от 09.11.01

93. Техническое решение на обвязку йодных колонн АТ-3439/4,5 в пом. 083. № 101/01 от 26.06.01100

94. ЦЗ. Пятин Н.П., Истомин И.А. Шигин В.Н. Заявление на рационализаторское предложение: Изменение режима работы подогревателя АТ-3401 (завод 235). № 13366 от 24.05.2001

95. Tanator " Z. physic Chem." L 41-A, 37 (1902)

96. Gutbier, Neundling " Z. physic Chem." 84-A, 203 (1913)

97. Н.П. Пятин, И.А. Истомин, B.K. Веселов и др. Рекомендации по получению труднорастворимого соединения йода-129 из щелочных растворов в условиях комплекса РТ. Исх. № ЦЛ/2037 от 29.06.99

98. Исследование процессов регенерации серебросодержащего сорбента и получения труднорастворимого соединения йода-129: Отчет/ПО «Маяк»,- Н.П. Пятин, И.А. Истомин, В.Н. Шигин, С.Ю. Шабуров и др.; исх. № ЦЛ/4168 от 18.12.00, Озерск, 2000, с.21

99. Акт о пуске в работу йодной колонны АТ-3439/3. Исх. № 35/2357 от 16.06.98

100. Авторское свидетельство № 197481 (СССР)

101. С.И. Ровный, Н.П. Пятин, И.А. Истомин. Улавливание йода-129 при переработке облучённого ядерного топлива энергетических установок. Статья в журнале «Атомная энергия», т. 92, вып. 6, июнь 2002 г