автореферат диссертации по строительству, 05.23.05, диссертация на тему:Цементно-магнетитовые композиты для утилизации радиоактивных отходов АЭС

Введение.

Глава 1. Радиоактивные отходы АЭС, проблемы и пути их решения.

1.1. Развитие мировой атомной энергетики

1.2. Радиоактивные отходы.

1.3. Классификация РАО.

1.4. Обращение с РАО.

1.5. Конденсирование РАО.

1.6. Переработка и хранение РАО низкого уровня активности.

1.7. Переработка, хранение низкоактивных иловых ТРО.

1.8. Переработка, хранение РАО средней и высокой активности.

1.9. Обеспечение экологической безопасности при обращении с РАО.

1.10. Защитные материалы для хранения РАО. 42 Выводы.

Глава. 2. Методы и объекты исследования.

2.1. Правовая основа и нормативная база в области обращения с РАО.

2.2. Физико-механические, спектральные и микроскопические испытания.

2.3. Ядерно- физические испытания. 52 2.4 Расчет ослабления фотонного излучения.

2.5. Метод математической обработки физических констант.

2.6. Объекты и материалы исследований. 63 Выводы.

Глава 3. Кондиционирование низкоактивных иловых ТРО АЭС с РБМК.

3.1. Исследование физико- химических свойств иловых ТРО.

3.2. Методы переработки иловых ТРО.

3.3. Стабилизация иловых ТРО гидротермальной обработкой.

3.4. Кондиционирование стабилизированных иловых ТРО путем цементирования.

3.5. Кондиционирование стабилизированных иловых ТРО в радиационно-защитные цементно- магнетитовые матрицы.

3.5.1. Технология полусухого прессования мелкозернистого бетона с компактированными иловыми ТРО.

3.6. Кондиционирование иловых ТРО, загрязненных нефтепродуктами.

3.7. Упаковочный защитный комплект на основе мелкозернистого прессованного бетона для отвержденных иловых ТРО.

3.8. Химическая устойчивость отвержденных иловых ТРО в защитных упаковках.

Выводы.

Глава 4. Радиационно-защитные характеристики строительных конструкционных упаковочных комплектов для радиоактивных иловых отходов.

4.1. Моделирование процессов прохождения гамма- излучения в защитных материалах.

4.2. Т еоретические основы методов расчета радиационной защиты.

4.3. Спектрометрический анализ радиационно- защитного кирпича, полученного на основе мелкозернистого прессованного бетона.

4.3.1. Защита от точечных у- источников.

4.3.2. Защита от объемных у-источников. 137 4.4. Защитные характеристики упаковочных комплектов на основе мелкозернистого прессованного бетона по ослаблению МЭД. 141 Выводы.

Глава 5. Опытно- промышленные испытания по кондиционированию и утилизации иловых ТРО АЭС.

5.1. Варианты технологической схемы консервации радиоактивных илов.

5.2. Расчет параметров термообработки иловых ТРО.

5.3. Технические характеристики радиационно- защитных бетонных упаковочных комплектов с конденсированными в них низкоактивных иловых радиоактивных отходов.

Выводы.

В настоящее время, в связи с ростом производства и возрастанием потребностей человечества происходит рост потребляемой энергии. Однако путь беспощадной эксплуатации земных источников энергии неэкологичен.

Мировое производство энергии сегодня в основном базируется на сжигании органического топлива (уголь, газ, нефтепродукты). При сжигании одной его молекулы выделяется около 6 эВ энергии, а чтобы эту молекулу добыть, переработать, транспортировать, превратить в электроэнергию и ликвидировать продукты сжигания, требуется в 1,5-2 раза больше энергии. Масштабы сжигания ведут к нарушению природных биологических циклов, а истощение дешевых и легкодоступных месторождений нефти, газа и угля - к удорожанию энергии.

Использование гидроэнергетики как основы глобальной энергетической системы связано с крупномасштабными изменениями биосистем и влечет за собой нарушение природных циклов. Последствия непредсказуемы и при ликвидации последствий подобной деятельности энергозатраты на восстановление биосреды превысят произведенную энергию.

Технологии, использующие возобновляемые источники энергии (солнце, ветер, приливы, биоэнергия и др.), достаточно хорошо проработаны и в принципе удовлетворяют изложенным требованиям. Однако их использование эффективно только в диапазоне мощности установок от 1 кВт до 1 МВт. Создание более мощных установок такого типа затруднено в связи с малой концентрацией мощности источников энергии. Доля установок на возобновляемых источниках энергии может составлять несколько процентов глобального производства энергии.

Природа оставила нам единственный вариант развития глобальной энергетики -это ядерная энергетика, основанная на делении тяжелых ядер: изотопов урана, плутония и тория. При делении одного ядра выделяется примерно 200 млн. >В энергии и осколки деления в виде изотопов. Энергозатраты на добычу и транспортировку топлива, производство энергии и уничтожение всех видов технологических отходов, включая радиоактивные, т.е. на всем замкнутом цикле, по самым высоким оценкам не превышают 50 МэВ, т.е. эффективность такой энергетики составляет около 150 МэВ на одно деление. Притом, природных запасов урана и тория (при современном уровне потребления энергии) хватит на миллионы лет.

Использование ядерной энергии сдерживается не столько по соображениям надёжности ядерных реакторов, сколько из-за проблемы создания материалов, подходящих для использования в реакторах.

Проблема развития атомной энергетики также состоит в накоплении большого количества радиоактивных отходов (РАО) [1].

Ядерные отходы производятся на всех стадиях топливного цикла: добыча, обогащение, изготовление топлива, производство энергии и переработка отработавшего топлива. Основную и наиболее опасную их часть составляет отработавшее ядерное топливо. В настоящее время обращение с ним в основном сводится к изоляции и захоронению.

Франция, Россия, Япония, США и некоторые другие страны накопили достаточный опыт работы с РАО на специализированных предприятиях. Этот опыт и уровень развития технологий переработки в разных странах различный. Выход в том, чтобы соединить усилия, опыт и технические возможности в единой международной программе и реализовать их в рамках единого мирового замкнутого топливного цикла.

Особенно острой проблема утилизации и захоронения РАО атомнь х электростанций становится в настоящее время, когда наступает время демонтажа большинства АЭС в мире (по данным МАГАТЭ, это более 65 реакторов АЭС и 260 реакторов, использующихся в научных целях). За время работы АЭС все элементы станции становятся радиоактивно опасными.

Проблема РАО - составная часть "Повестки дня на XXI век", принятой на Всемирной встрече на высшем уровне по проблемам Земли в Рио-де-Жанейро (1992) и «Программы действий по дальнейшему осуществлению, принятой Специальной сессией Генеральной Ассамблеи ООН (1997 г.). В последнем документе, в частности, намечена система мер по совершенствованию методов обращения с радиоактивными отходами, по расширению международного сотрудничества в этой области, по ужесточению ответственности государств за обеспечение безопасного хранения и удаления РАО [2].

В России разработаны Федеральные Целевые Программы: "Ядерная и радиационная безопасность России на 2000-2006 г.г.", утвержденная постановлением Правительства РФ от 22.02.2000 г. №149 и "Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996-2005 годы", утвержденная постановлением Правительства РФ от 23.10.1995 г. № 1030 которые являются необходимой предпосылкой ядерной и радиационной безопасности страны.

Общая характеристика работы Актуальность. Использование атомной энергии и применение радиоактивных материалов в различных отраслях народного хозяйства неизбежно связано с образованием радиоактивных отходов (РАО), представляющих потенциальную опасность для человека и окружающей природной среды.

Существует актуальная проблема, имеющая огромное экологическое, социальное и экономическое значение - проблема обращения с РАО, накопленными в результате многолетней эксплуатации предприятий ЯЭТЦ, объектов Министерства обороны, в других, использующие радиоактивные источники. В настоящее время проблема усугубляется в связи с начавшимся выводом из эксплуатации и реконструкцией отдельных блоков АЭС, промышленных реакторов, радиохимических производств, ЯЭУ, что прямо связано с дополнительным образованием больших количеств РАО.

Главной причиной сегодняшних проблем обращения с РАО является существовавшая в течение последних 50-ти лет практика минимизации затрат, предназначенных на создание современных технологий по консервации, переработки и хранению РАО, особенно твердых низкоактивных радиоактивных отходов (НАО). Существующая сегодня в России система обращения с твердыми НАО предусматривает, в основном, временное хранение в различного рода наземных хранилищах на территории промышленных площадок АЭС. Технологии переработки, хранения твердых НАО в большинстве устарели и не соответствуют современным нормативным требованиям. На АЭС с РБМК не перерабатываются твердые "иловые" отложения в виде НАО, накопленные на станциях в значительных количествах.

Разработка универсальной технологии утилизации твердых НАО АЭС решает актуальные вопросы радиационной и экологической безопасности.

Работа выполнялась в соответствии с программой НИР по единому заказ-наряду "Научные исследования высшей школы по приоритетным направлениям науки и техники" Минобразования РФ, Федеральной целевой программе "Обращение с радиоактивными отходами, облученными ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996-2005г.г."(постановление Правительства РФ №1030 от 23.10.95г).

Цель работы. Разработка технологии производства стеновых материалов для строительства временных инженерных сооружений и хранилищ отходов на территории АЭС с компактированием в них низкорадиоактивных ТРО.

Для достижения цели в работе решались следующие задачи:

- Исследование состава и свойств низкорадиоактивных твердых отходов (иловых отложений: И-ТРО) и разработка технологии производства вяжущих на их основе;

- теоретическое обоснование и определение технологических принципов кондиционирования И-ТРО путем их включения в цементно-магнетитовую матрицу;

- синтез и изучение свойств стеновых материалов с компактированными в них И-ТРО;

- разработка технологической документации на кондиционирование И-ТРО при производстве стеновых материалов для хранения РАО.

Научная новизна. Сформулированы теоретические положения синтеза стеновых материалов с использованием ТРО, основанные на связи функциональной роли термооактивированных и стабилизированных И-ТРО различного гранулометрического состава и радиоактивности на процессы твердения цементно-магнетитового композита, что позволяет прогнозировать физико-механические и радиационно-защитные показатели композиционного материала с высоким наполнением И-ТРО.

Разработаны принципы синтеза гидросиликатов и гидроалюминатов кальция в процессе гидротермальной обработки И-ТРО, что способствовало коагуляционному структурированию системы "ТРО-известь" в присутствии радионуклидов и придать отходам гидравлические вяжущие свойства.

Установлено, что в процессе тепло-влажной автоклавной обработки в присутствии извести аморфная структура И-ТРО переходит в кристаллическую, отличающуюся высокой дефектностью.

Выявлен характер прохождения гамма- излучения через модельные радиационно- защитные экраны на основе ЦМК в зависимости от энергии фотонного излучения, толщины и плотности композита, что позволило разработан принципы проектирования по утилизации низкорадиоактивных И-ТРО АЭС с различной радиоактивности, обеспечивающие соблюдение норм радиационной и экологической безопасности.

Практическое значение. Предложен новый способ и технология утилизации низкорадиоактивных отходов (иловых отложений) АЭС с РБМК в цементно-магнетитовые матрицы с получением конструкционных ЦМК, обеспечивающие радиационную и экологическую безопасность в соответствии с нормативными документами ОСПОРБ-99, СПАС-99 и ПРБ-99.

Определены оптимальные составы и технологические параметры для формования конструкционных ЦМК с компактированными в них И-ТРО Установлено корреляционное математическое уравнение расчета проектной механической прочности ЦМК от его химического, гранулометрического состава и давления прессования.

Показано, что использование технологии включения И-ТРО в высокоплотную цементно-магнетитовую матрицу с созданием инженерного барьера в виде упаковочного защитного комплекта для радиоактивных отходов является перспективным направлением для их локализации долгоживущих ТРО с повышенной радиоактивностью для обеспечения их безопасной изоляции.

Определены варианты аппаратурно-технологических схем обращения с И-ТРО различной радиоактивности и предложены компоновочные решения по размещению основного технологического оборудования.

Разработаны технологические регламенты, ТУ 5741-002-50977488807-02 и ТУ

5745-002-41902625-02 на конденсирующие материалы для приготовления стеновых изделий с использованием И-ТРО, на основе которых СГПИ "ВНИПИЭТ" Минатома РФ подготовил рабочий проект по утилизации данных отходов для Курской АЭС. Разработанная технология утилизации И-ТРО принята Курской АЭС для промышленного внедрения.

Результаты диссертационной работы использованы в учебном процессе по курсу "Радиационный мониторинг строительных конструкций" для студентов специальности 29.06 - "Производство строительных изделий и конструкций".

На защиту выносятся:

Технология производства стеновых материалов для строительства временных хранилищ отходов на территории АЭС с компактированными в них низкорадиоактивных И-ТРО.

Теоретическое обоснование возможности термоактивации твердых радиоактивных И-ТРО АЭС.

Принципы подбора составов и технологических параметров формования конструкционных цементно-магнетитовых композиционных материалов, наполненных термоактивированными И-ТРО различного гранулометрического состава.

Схемы обращения с активированными И-ТРО различной радиоактивности.

Физические модели прохождения гамма- излучения через цементно-магнетитовые матрицы.

Результаты практической реализации разработанной технологии утилизации И-ТРО в форме конструкционных изделий на основе ЦМК. Физико-технические и эксплуатационные характеристики разработанных конструкционных ЦМК с компактированными в них И-ТРО

Апробация работы. Основные результаты работы доложены на: III международной научно-технической конференции "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики" (г. Москва, ВНИИ АЭС, 2002 г.); XVI научно-технической конференции "Конструкции и технологии получения изделий из неметаллических материалов" (г. Обнинск, ГНЦ ОНПП "Технология", 2001 г.); I Всероссийской научной конференции "Молекулярная физика неравновесных систем" (г. Иваново, ИГУ, 1999 г.); международной научно-практической конференции "Строительство" (г. Ростов на Дону, РГСУ, 2002 г.); международной конференции "Экология, образование, наука и промышленность" (г.Белгород, БелГТАСМ, 2001 г.); международной конференции "Радиационная безопасность (г.С.Петербург", 2000 г.); XV международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению (г. Харьков, 2001г.); научной конференции "Современные наукоемкие технологии" (г. Дагомыс, РАЕ, 2001 г); научно- техническом Совете Концерна "Росэнергоатом" "Обращение с РАО" (г. Курчатов, 2002 г.), международной научно-практической конференции "Качество, безопасность, энерго- и ресурсосбережение в промышленности строительных материалов на пороге XXI века" (г. Белгород, 2000 г.).

По теме диссертации опубликовано 5 печатных работ.

Структура н объем работы. Диссертация состоит из введения, 5 глав, общих выводов, списка литературы из наименований и 5 приложений. Диссертация изложена на 171 стр. и 31 стр. приложений, включающих 40 рис., 66 табл.

12. Основные выводы, рекомендации, технологический регламент по конденсированию иловых ТРО прошли промышленную апробацию на Курской АЭС и явились основой для подготовки рабочего проекта по утилизации иловых отложений на Курской АЭС, подготовленный СГПИ "ВНИПИЭТ" (г. Сосновый Бор). Технология конденсирования иловых ТРО принята к промышленному внедрению на Курской АЭС концерна "Росэнергоатом".

1. Основные итоги работы концерна «Росэнергоатом» России в 2000 г. Стратегия развития АЭС.// Бюл. концерна «Росэнергоатом» РФ, 2001 .-С. 27-32.

2. Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах-М: Энергоатомиздат, 1983.

3. Информационный бюллетень Минатома РФ 1996 - №6-С. 3-10

4. Емельянов И.Я., Михан В.И., Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов.-М.: Энергоатомиздат, 1982.

5. Солнцев Ю.П., Степанов Г.А. Материалы в криогенной технике. -Л.: «МАШИНОСТРОЕНИЕ», 1982.

6. Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики. -М.: ВНИИАЭС, 2002 247 с.

7. Радиоактивные отходы. //Информационный бюллетень М.: ЦНИИ атоминформ, 1991 -№3-С. 87-99.

8. Богатов С.А., Боровой А.А., Дубасов Ю.В. и др. Форма и характеристика частиц топливного выброса при аварии на Чернобыльской АЭС// Атомная энергия, 1990.- Т.69-№1 С.36- 40.

9. M.V. Stinbery, G.Motzak, B.Manowitz.Neutron burning of long-lived fussion products for waste disposal. //BNL -8558, Brookhaven Nat/ Lab., Upton N.Y., 1958.

10. M.V.Gregory, M.V.Steinberg. A nuclear transmutation system for the disposal of of long-lived fussion products wastes. //BNL- 11915, 1967.

11. T. Nishida, Y.Nakahara. Analysis of Prodased Nuklei and Emitted Neutrons in Nuklear Spallation Reactions., Kerntechnik.- 1987,- b.50- p. 193.

12. Благоволин П.П., Казарицкий В.Д., Киселев Г.В. и др. Ядерная трансмутация долгоживущих радиоактивных отходов ядерной энергетики.// Информационный бюллетень- М.: ЦНИИ атоминформ, 1991.- №6- С.35-44.

13. Бюллетень МАГАТЭ, 40/1/1998,24 с.

14. Нигматулин А.Р., Ким В.В. и др. Обращение с обработанным ядерным топливом в Украине.// «Атомная енергетика та промислословють Украши», 1999 — №1 -С.29.

15. Мартыновченко Л.И., Резник А.А., Хамьянов Л.П. Обращение с радиоактивными отходами АЭС Российской Федерации.//Бюл. центра обществен, информ. по атомной энергетики. -М.: 1996.-№7-С. 62-65.

16. Патент РФ. №2142655. Способ остекловывания радиоактивного перлита./ Дмитриев С. А . Бюл.№34.-1998.

17. Патент РФ. №2131152. Способ обработки жидких радиационных отходов ядерной энергетической установки./ Лифанов Ф.А. Бюл №15.-1998.

18. Патент РФ. №2035073. Способ остекловывания токсичных и радиоактивных отходов./ Лифанов Ф.А. Бюл. №13.-1992.

19. Патент РФ. №2065214. Способ остекловывания токсичных и радиоактивных отходов в индукционной печи./ Лифанов Ф.А. Бюл. №22.-1992.

20. Патент РФ. №2065215. Способ остекловывания сульфатсодержащих радиоактивных отходов./ Карлина O.K. Бюл. №22.-1993.

21. Патент РФ. №2054205. Контейнер для транспортирования и хранения радиоактивных отходов АЭС. / Давыдов С.С. Бюл. №4.-1991.

22. Патент РФ. №2056653. Железобетонный контейнер для захоронения твердых радиоактивных отходов./Бражников C.B.(UA). Бюл. №8. -1994.

23. Патент РФ. №2064695. Контейнер для радиоактивных отходов./ Кондратьев А.Н. Бюл. №14.-1986.

24. Канцедал В.П., Кириченко В.В., Ковалевский М.Ю. О применении композиционной керамики в контейнерах «Украина» и строительных конструкциях хранилищ РАО.// Информационный бюллетень. -М.: ЦНИИ атоминформ., 1991- №20-С. 291293.

25. Халин Н.Ф., Филоненко B.C., Бирюков О.В. и др. Разновидность контейнеров для хранения и транспортирования радиоактивных материалов.// XIV Межд. конф. По физике радиационных явлений и радиационному материаловедению-г. Харьков: ННЦ ХФТИ, 2000.-С.289.

26. Патент РФ. №2127460. Способ переработки радиоактивных отходов минера-ловатных теплоизоляционных материалов АЭС./ Курносов В.А. Бюл. №7 1997

27. Патент РФ. №2133989. Защитный контейнер / Попов А.И. Бюл. №21.-1997.

28. Гатаулин P.M. Технико-экономическое обоснование создания серийного производства контейнера НЗК-150-1,5 П. //Тезисы III Межд. конф М.: Росэнергоатом, 2002 - С.83-84.

29. Патент РФ. №2164044. Способ упаковки радиоактивных отходов в защитный контейнер и корпус контейнера для его осуществления./ Волков М.А. Бюл.№7—2000.

30. Патент РФ. №2168777. Контейнер для транспортировки и/или хранения обработавшего ядерного топлива./ Пахк Э.Э. Бюл. №16. -1996.

31. Патент РФ. №2170464. Контейнер для хранения и транспортировки радиоактивных материалов./ Цаплин А.И. Бюл. №19.-1999.

32. Патент РФ. №2175457. Контейнер для перевозки опасных и ценных грузов./ Букреев Ю. Бюл. №30 1999.

33. Тарасов В.М., Сыркус М.Н. Оценка безопасности хранения и захоронения радиоактивных отходов.// Информационный бюллетень М.: ЦНИИ атоминформ, 1991.-№11.-С. 36-46.

34. Патент РФ. №2088984. Способ изготовления контейнера для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива./ Гарусов Ю.В. Бюл. №24. -1995.

35. Патент РФ. №2095865. Способ изготовления контейнера для хранения и/или транспортировки отработавшего ядерного топлива./ Гуськов В.Д. Бюл. №31 1995.

36. Патент РФ. №2082233. Железобетонный контейнер/. Васильев В.Ю. Бюл. №17,- 1994

37. Патент РФ. №2089948. Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива./ Воронцов В.В. Бюл. №21 -1995.

38. Тарасов В.М. Обращение с радиоактивными отходами.//Информационный бюллетень.-М: ЦНИИ атоминформ, 1991.-№8.-С. 18-26.

39. Одейчук М.А., Канцедал В.П. Патентно-техническое исследование в области иммобилизации радиоактивных отходов с помощью метода ГИП.// Вопросы атомной науки и техники Украина - Харьков: ННУ ХФТИ, 2000.

40. Патент Р.Ф. №2038637. Способ фиксации в твердую фазу радиационных изотопов щелочных и щелочноземельных элементов./Бычков A.M. Бюл. №16. -1992

41. Патент РФ. №2142657. Способ цементирования твердых радиоактивных отходов, содержащих мелкозернистые материалы./ Соболев И.Л. Бюл. №34.-1998.

42. Патент РФ. №2176417. Способ обработки высокотоксичных промышленных отходов./Ляшенко А.В. Бюл. №33. -2001.

43. Патент РФ. №2168222. Способ переработки жидких радиоактивных отходов./ Андрианов А.К., Кривобоков В.В., Лавров А.В.и др. Бюл. №15 1999

44. Патент РФ. №2168226. Способ остекловывания радиоактивных отходов./ Соболев И.А., Лифанов Ф.А., Кобелев А.П. Бюл. №15. 1999.

45. Патент РФ. №2084028. Способ переработки твердых токсичных и радиоактивных отходов./ Лифанов Ф.А. Бюл. №19. -1995.

46. Патент РФ. №2079911. Способ отверждения радиоактивных отходов./ Ожо-ван М.И. Бюл.№14. -1995.

47. Чоппин Г., Ридберг Я. Ядерная химия. Основы теории и применения. -М: Энергоатомиздат, 1984.-С.267,272.

48. IAEA. Bull.,- V.28,-№1 ,-р.5.

49. Саенко С.Ю., Тарасов Р.В., Петельгузов И.А. Коррозийная стойкость в водной среде стеклокерамических матриц полученных методом ТИП// XIV Межд. конф. По физике радиационных явлений и радиационному материаловедению. -г.Харьков: ННЦ ХФТИ, 2000.-С.298.

50. Калинина Н.Е., Джур Е.А. Радиационно-стойкие и радиационно-защитные материалы на основе ультрадисперсных соединений. // XIV Межд. конф. По физике радиационных явлений и радиационному материаловедению- г. Харьков: ННЦ ХФТИ, 2000.-С.308-309.

51. Патент РФ. №2152648. Контейнер для длительного захоронения вредных отходов./ Вагин В.В. Бюл. № 19. -1998.

52. Патент РФ. №2127920. Способ обработки высокотоксичных неорганических отходов./ Тимохин А.Б. Бюл. №8. -1998.

53. Патент РФ. №2145451. Способ иммобилизации йода в керамическую матрицу./ Суворов В.А. Бюл. №4. 1997.

54. Патент РФ. №2146402. Контейнер для твердых радиоактивных отходов./ Ба-баянц Г.И. Бюл. №7,- 1998.

55. Патент РФ. №2096844. Способ изоляции и химической иммобилизации твердых радиоактивных отходов./ Пашкеев И.Ю. Бюл. №32. -1996.

56. S.Yu. Sayenko et all., «Encapsulation of the Spent Fuel Assemblies Using Defense Mineral-Like Barriers», Proc. Int. Conf. on Radioactive Waste Disposal, Hamburg, Germany, Sept. 1998,- P.425-429.

57. Громов Б.В., Савельева В.И., Шевченко В.Б. Химическая технология облученного ядерного топлива М.: Энергоатомиздат, 1983.-С.30-33.

58. Портной К.И., Тимофеев Н.И., Кислородные соединения РЗЭ.//С6. справ-к, -М: Металлургия, 1986. -С. 126-144.

59. J.P. Glats, Е.Н. Tochkano, G. Pagliosa, Influence of granite on the leaching bi-haviour of different nuclear waste forms, J. Nucl. Mat., 223 (1995), 84-89.

60. V.V. Rondinela, Hj. Natzke, Leaching of simfiiel in simulated grfnitic water: comparison to results in demineralized water, J. Nucl. Mat., 228 (1996), 44-57.

61. D.V. Stevanjvic, D.A. Thomson, E.R. Vanse, Rutherford backscattering investigation on radiation damagt effects on leaching of sphene and sphene-based glass-ceramics, J. Nucl. Mat., 161,2(1989), 169-174.

62. Педро Ж. Экспериментальные исследования геохимического выветривания кристаллических пород.-М: Мир, 1971.

63. Evolution of Spent Fuel as a Final Waste Form. IAEA Teen, reports series No.320, Vienna 1991.

64. Патент РФ. №2153715. Железобетонный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива./ Гуськов В.Д. Бюл. №21. -1999.

65. Патент РФ. №2087043. Способ отверждения радиоактивных отходов./ Кри-венко n.A.(UA) Бюл. №22,- 1994.

66. Atom, -1983, №326, Р.290-291.

67. Шабалин Б.Г., Канцедал В.П. и др. Синтез и исследование свойств кристаллических матриц типа SYNROK для иммобилизации радиоактивных отходов. // «Вопросы атомной науки и техники».- Харьков: ННЦ ХФТИ, 1998 №3,4 -С.89-90.

68. Патент РФ. №2136065. Способ переработки жидких радиоактивных отходов АЭС./Лебедев А.И. Бюл. №24.- 1997.

69. Патент РФ. №2171509. Способ термической переработки жидких радиоактивных отходов вымораживанием./ Пашин В.М. Бюл. №21- 1999.

70. Патент РФ. №2176416. Способ иммобилизации радиоактивных отходов./ Ко-бяков В.П., Чашечкин И.Д. Бюл. №33 2000.

71. Патент РФ. №2100858. Способ обработки радиоактивных отходов./ Рыбасов А.Г. Бюл. №36. 1995.

72. Патент РФ. №2130209. Способ переработки органических радиоактивных отходов./ Исмагилов З.Р. Бюл. №13 1997.

73. Канцедал В.П., Лаврук А.Г. Разработка и создание технологического исследовательского комплекса на базе ГИП оборудования для иммобилизации высокоактивных отходов.// Вопросы атомной науки и техники -Харьков: ННЦ ХФТИ, 1998-№ 3,4-С.92-93.

74. Красовская Л.И. и др. Численное исследование процесса денитрации диспергированного водного раствора нитрата кальция в потоке воздушной массы.//В сб. Тепло- и масса перенос в плазменных аппаратах-Минск: 1990.

75. Радиоактивные отходы.//Бюл. центра общественной информации по атомной энергии. -М.: 1996- №4-5- С. 14.

76. Землянухин В.И., Ильенко Е.И., Кондратьев А.Н. и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. -М.: Энергоатомиздат, 1989.

77. Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А. и др. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. -М.: Энергоатомиздат, 1983.

78. Галанин А.Д. Трансмутация долгоживущих продуктов деления на высокопоточном тяжёловодном реакторе. -М.: Препринт ИТЭФ, 1990.

79. Kanenko Y., Mukaiyma Т., Nichida Т. Present status of studies on incineration of transuranium nuclides (TRU) of JAERI // 2nd Internat. symp. on advanced nuclear energy research. Evolution by accelerators. Japan, Jan. 24-26,1990.

80. Декошнк Ж.М., Соботович E.B. та нши, «Дослщжения можливосп похован-ня радюактвних вщход1в у глибоких гeoлoгiчниx формащях», Бюллетень еколо-пчного стану зони вщчуження та зони безумовного вщселення. -1999.-№13 С.64-66.

81. Ильин Л.А., Кириллов В.Ф. Радиационная безопасность и защита. // Справочник. -М.: Медицина, 1996—336 с.

82. Машкович В.П., Панченко A.M. Радиационная безопасность. -М.: Энергоатомиздат, 1990. -175 с.

83. Паршин A.M. Структура и радиационная поврежденность конструкционных материалов-М.: Металлургия, 1996.-340 с.

84. Патент РФ. №2154316. Контейнер для транспортировки и хранения отработавших тепловыделяющих сборок / Попик В.П. Бюл. №22. 1998

85. Давиденко Н.Н., Резник А.А., Лебедев В.А. Совершенствование обращения с РАО и ОЯТ.//Тез.Ш Межд. конф,- М.:ВНИИАЭС, 2002.-С.39-41.

86. А.С.СССР.№1093138.Контейнер для хранения радиоактивных отходов./ Барков В.А., Воробей М.П. Бюл. №5.-1985.

87. Контейнер для хранения радиоактивных материалов. Патент РСТ (WO) №9604660 А1 1995 г.

88. Халин Н.Ф., Филоненко B.C. Контейнер для хранения радиоактивных отходов. Заявка на патент—Украины 2000 г.

89. Халин Н.Ф. Транспортный контейнер. Заявка №96103900,-Украина 14.01.96г.

90. Патент РФ. №2137229. Способ иммобилизации зольных остатков от сжигания радиоактивных и токсичных отходов./Алой А.С. (RU). Бюл. №25 1997.

91. Патент РФ. №2157010. Железобетонный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива. /Атепин A.M. Бюл. №27. -1999.

92. Бровко М.М., Ковалевский М.Ю., Слезов В.В. Исследование керамического композиционного материала- поглотители тепловых нейтронов.//Труды международной конференции «Укрытие -98», Славутич, 25-27 ноября 1998 г.-49 с.

93. Патент №96020669/К, /Халин Н.Ф. Украина, от 21.02.1996.

94. Патент РФ. №2157009. Контейнер для транспортировки и/или хранения радиоактивных материалов./ Березко B.C., Гусько В.Д., Колчин В.В. Бюл. №27- 1999.

95. Патент РФ. №2145450. Контейнер для упаковки и хранения материалов и способ заполнения контейнера./ Филип Керрьен (FR), Франк Трико (FR). Бюл. №121996.

96. Патент РФ. №2174260. Способ переработки и захоронения отработавших фильтров./ Колесов Э.А.,Сечин Г.Н., Белоусов Н.И. Бюл. №27 1999.

97. Патент РФ. №2076360.3ащитный контейнер./ Павленко В.И., Кирияк И.И., Холод М.И. Бюл. №9 1994.

98. Патент РФ. №2081465.Защитный контейнер./ Павленко В.И., Кирияк И.И., Холод М.И. Бюл. №9. -1994.

99. Концепция Минатома России по обращению с радиоактивными отходами (введена приказом Министра от 03.08.2000 г. №475).

100. Федеральная целевая Программа "Ядерная и радиационная безопасность России на 2000-2006 годы", утвержденная Постановлением Правительства РФ от 22.02. 2000 г. №149.

101. Федеральная целевая Программа "Обращение с радиоактивными отходами, облученными ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996-2005 годы"(введена постановлением Правительства РФ от 23.10.1995 г. №1030).

102. Федеральная целевая Программа "Национальная технологическая база на 2002-2006 годы" (введена постановлением Правительства РФ от 08.11.2001 г. №779).

103. Основы экологической политики Минатома России (Москва, 2001 г).

104. Рабочая Программа по обращению с радиоактивными отходами на АЭС государственного предприятия "Концерн Росэнергоатом", утвержденная первым зам. Министра РФ по атомной энергетики Л.Д. Рябовым от 06.05.1998 г.

105. Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций ПНАЭ Г-14-41-97.

106. Программа обращения с радиоактивными отходами Курской АЭС на 20022005 г.г., утвержденная директором КуАЭС Ю.И.Слепоконем 10.12.2001 г.

107. ГОСТ 13015 0-83. Конструкции и изделия бетонные и железобетонные сборные. Общие технические требования.

108. ГОСТ 130152-83. Конструкции и изделия бетонные и железобетонные сборные Маркировка.

109. ГОСТ 16327-88 . Комплекты упаковочные транспортные для радиоактивных веществ. Общие технические условия.

110. ГОСТ 17925-72. Знак радиационной опасности.

111. ГОСТ 23170-78 Упаковка для изделий машиностроения. Общие требования.

112. ГОСТ 27002-89. Надежность в технике. Основные понятия. Термины и определения.

113. ГОСТ Р 50996-96. Сбор, хранение, переработка и захоронение радиоактивных отходов. Термины и определения.

114. ГОСТ 30108-94. Материалы и изделия строительные. Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов.

115. ГОСТ 13950-91. Металлические бочки.

116. ГОСТ Р. Контейнеры невозвратные для РАО из неметаллических конструкционных материалов. Общие технические требования.

117. ГОСТ Р 50996. Радиоактивные отходы (РАО). Контейнер. Упаковка. Хранение РАО. Захоронение РАО. Барьер.

118. ГОСТ 27002. Надежность. Средний срок службы. Работоспособность.

119. ГОСТ 27338-93. Установки бетоносмесительные, механизированные.

120. ГОСТ 10037-83. Автоклавы для строительной индустрии.

121. ГОСТ 61-13-84-Е. Прессы шнековые, горизонтальные для керамических изделий.

122. ГОСТ 72-84-88-Е. Прессы гидравлические ковочные.

123. ТУ 51-31-001-07551134. Малогабаритные установки для перемешивания и термомеханического экструдирования сыпучих и вязких сред при температуре до 200°С.

124. СНиП 203 11-85. Защита строительных конструкций от коррозии.

125. ПН АЭ Г-1-001-89 ОПБ-88. Общие положения обеспечения безопасностиАС.

126. ПН АЭ Г-5-006-87. Нормы проектирования сейсмостойких АС.

127. ПБТРВ-73. Правила безопасности транспортирования радиоактивных веществ.

128. НРБ-96. Нормы радиационной безопасности Гигиенические нормативы.

129. ОСП 86/99. Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений.

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

131. РД 95 10498-93. Качество компаундов, образующихся при битумировании жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровней активности. Технические требования.

132. СНиП 203 11-85. Защита строительных конструкций от коррозии.

133. СНиП 2.01.28-85. Полигоны по обезвреживанию и захоронению токсичных промышленных отходов.

134. ТУ 071220-002-45814734-00. Бетон тяжелый защитный.

135. ТУ 5745-002-02066339-02. Конденсирующие материалы для приготовления изделий с использованием слаборадиоактивных иловых отходов АЭС.

136. ТУ 5745-001-50974807-02. Сухая смесь для приготовления радиационно-защитных материалов.

137. Клячко Гурвич A.JI. Метод определения поверхности по адсорбции возду-ха.//Изв. АН СССР Сер. хим.-1961-№10-С. 1884-1886.

138. Михеев В.И. Рентгенографический определитель минералов. ~М.: Геология, 1957.-С. 480-487.

139. Сторм Э., Исраэль X. Сечения взаимодействия у-излучения: Справочник/Под. ред. В.А. Климанова М.: Атомиздат, 1973.-565 с.

140. Михайлов J1.M., Арефьева З.С. Таблицы и нонограммы для расчета защиты от у-лучей (точечные источники). -М.: Медицина, 1965.-110 с.

141. Гусев Н.Г., Климанов В.А., Машкович В.П. и др. Защита от ионизирующих излучений-М.: Энергоатомиздат, 1989. -. Т.1.- 162 с.

142. Руководство по радиационной защите для инженеров. /Пер. с англ. Под ред. Д.Л. Бродера. -М.: Атомиздат, 1972.-Т.1.-Т.2.-1973.^130 с.

143. Обеспечение экологической безопасности при обращении с радиоактивными отходами в Российской Федерации. Проблемы и решения.//Бюлл. центра общественной информации по атомной энергии 1996.- N 6.- С. 13-24.

144. Мартыновченко Л.И., Резник А.А., Хамьянов Л.П. и др. Обращение с радиоактивными отходами АЭС Российской Федерации.// Бюлл. центра общественной информации по атомной энергии,- 1996.-N 7,- С. 21-24.

145. Бадяев В.В., Егоров Ю.А., Казаков С.В. Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС.- М.: Энергоатомиздат, 1990.- 221 с.

146. Охрана окружающей среды на предприятиях атомной промышленности./ Под ред. Ласкорина Б.Н.- М.: Энергоатомиздат, 1982.- 201 с.

147. Оборудование, сооружения, основы проектирования химико-технологических процессов защиты биосферы от промышленных выбросов./ Родионов А.И. и др. М.: Химия, 1985 .- 352 с.

148. Родионов А.И., Клушин В.Н., Торочешников Н.С. Техника защиты окружающей среды,- М.: Химия, 1989.-512 с.

149. Бернадинер М.И., Шурыгин А.П. Огневая переработка и обезвреживание промышленных отходов.- М.: Химия, 1990.- 304 с.

150. Fixation of fission products in glass ceramics./ A.K. De, B.Luskscheiter, B. Lutre e.a.- Management of radioactive wastes from the nuclear fuel cycle. Vienna: IAEA, 1976, v. 11, p. 63-74.

151. Donato A. Incorporation of radioactive wastes in polumer impregnated cement. -In: Management of Radioactive Wastes from the Nuclear Fuel Cycle: Proc. of Sump., Vienna, 22-26 March 1976, Vienna: IAEA, 1976, v. 1. p. 143-154.

152. Горшков B.C. Методы физико- химического анализа вяжущих вевществ. М.: Высшая школа. 1991.332с.

153. Чернышов Е.М. Системная оценка параметров состава и структуры бетонов на их эксплуатационную деформируемость./ Современные проблемы строительного материаловедения.-Воронеж.1999.-С.539-546.

154. Фано У., Спенсер JL, Бергер М. Перенос у-излучения: пер. с англ.- М.: Гос-атомиздат, 1963.-284 с.

155. Наумов В.А., Розин С.Г. Решение задач физики реакторов методом Монте-Карло. -М.: Атомиздат, 1978.-95 с.

156. Ермаков С.М. Метод Монте-Карло и смежные вопросы. -М.: Наука, 1975471 с.

157. Спанье Д., Гелбард 3. Монте-Карло и задачи переноса нейтронов. /Пер. с англ. -М.: Атомиздат, 1972.-271 с.

158. Соболь И.М. Численные методы Монте-Карло М.: Наука, 1973.-214 с.

159. Ермаков С.М., Михайлов Г.А. Курс статистического моделирования.- М.: Наука, 1976.-250 с.

160. Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика. Физика атомного ядра, т. 1.,— М.: Энергоатомиздат, 1983.-616 с.

161. Абрамов А.И., Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Основы экспериментальных методов ядерной физики М.: Атомиздат, 1977.-525 с.

162. Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений М.: Атомиздат, 1976.-503 с.

163. Кимель JI.P., Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник.-М.: Атомиздат, 1982.-311 с.

164. Кузнецов О.А., Поляченко А.А. Разведочная ядерная геофизика. Справочник-М.: Недра, 1986.-432 с.