Гидротермальная переработка условно жидких радиоактивных отходов

Голуб, Андрей Владимирович

Гидротермальная переработка условно жидких радиоактивных отходов тема автореферата и диссертации по химии, 02.00.04 ВАК РФ

Голуб, Андрей Владимирович АВТОР

кандидата химических наук УЧЕНАЯ СТЕПЕНЬ

Владивосток МЕСТО ЗАЩИТЫ

2012 ГОД ЗАЩИТЫ

02.00.04 КОД ВАК РФ

Диссертация по химии на тему «Гидротермальная переработка условно жидких радиоактивных отходов»

Автореферат диссертации на тему "Гидротермальная переработка условно жидких радиоактивных отходов"

На правах рукописи

ГОЛУБ Андрей Владимирович

ГИДРОТЕРМАЛЬНАЯ ПЕРЕРАБОТКА УСЛОВНО ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

02.00.04 - физическая химия

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата химических наук

18 ОКТ 2012

Владивосток - 2012

005053631

Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном учреждении науки Институте химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (ИХ ДВО РАН)

Научный руководитель:

доктор технических наук, профессор Добржанский Виталий Георгиевич

Официальные оппоненты:

Ведущая организация:

доктор химических наук Милютин Виталий Витальевич

(ведущий научный сотрудник, Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт Физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина РАН)

доктор технических наук, профессор Гордиенко Павел Сергеевич

(зав. лабораторией, Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии Дальневосточного отделения РАН)

Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии и технологии редких элементов и минерального сырья им. И.В. Тананаева Кольского научного центра РАН

Защита состоится « » сентября 2012 г. в на заседании

диссертационного совета Д 005.020.01 на базе Федерального государственного бюджетного учреждения науки Институте химии Дальневосточного отделения Российской академии наук по адресу: 690022, Российская Федерация, г. Владивосток, пр-т 100-летия Владивостока, 159.

С диссертацией можно ознакомиться в центральной научной библиотеке ДВО РАН

Автореферат разослан « » 2012 г.

Ученый секретарь л ~ О.В. Бровкина

диссертационного совета к.х.н.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы При работе атомных электростанций (АЭС) образуется большое количество жидких радиоактивных отходов. Основная их часть путем упаривания переводится в среднеактивные кубовые остатки (КО) с суммарной активностью не выше Ю10 Бк/л и затем отверждается в виде солевого плава, битумного или цементного компаунда. Помимо жидких (ЖРО) и твердых радиоактивных отходов (ТРО) на АЭС присутствуют так называемые условно жидкие радиоактивные отходы (УЖРО), состоящие из отработанных ионообменных смол и тонкодисперсных фильтрующих материалов (фильтроперлита).

Фильтроперлит используется при очистке воды первого контура от взвешенных частиц и нефтепродуктов. Хранятся УЖРО в специальных емкостях - пульпохранилищах на АЭС совместно с ЖРО. На «старых» станциях пулыгохранилища практически заполнены. Так, например, объем отработанных ионообменных смол и фильтроперлита на Ленинградской АЭС занимают больше 90 % общего объема таких хранилищ.

В связи с недостатком оставшегося свободного объема для приема новых партий УЖРО существует необходимость их утилизации.

Цель работы

Изучение физико-химических характеристик процесса гидротермальной очистки фильтроперлитовой пульпы совместно с нитратсодержащими кубовыми остатками (КО) от радионуклидов.

Список использованных сокращений:

КО - кубовые остатки; ХЖО - хранилища жидких отходов; ЭДТА -этилендиаминтетрауксусная кислота; КуАЭС - Курская атомная электростанция; РБМК -реактор большой мощности канальный; ЖРО - жидкие радиоактивные отходы; ТРО -твердые радиоактивные отходы; СВО - спецводоочистка; ТМ - титаномагнетит; ТК -трансформаторное масло; ХПК - химическое потребление кислорода.

Научные задачи

' - Изучить закономерности термолиза и окисления в гидротермальных условиях комплексов радионуклидов с органическими лигандами, содержащимися в кубовых остатках.

- Исследовать процесс гидротермального растворения фильтроперлита в дистиллированной воде и растворах МаОН.

- Исследовать закономерности гидротермального окисления нефтепродуктов в растворах моделирующих нитратсодержащие кубовые остатки.

- Разработать на основе полученных результатов принципиальную схему комплексной переработки условно жидких радиоактивных отходов АЭС с реакторами типа РБМК.

Научная новизна

- Впервые проведены исследования, установлены закономерности и определены оптимальные условия гидротермальной переработки условно жидких радиоактивных отходов с использованием в качестве рабочей жидкости высококонцентрированных кубовых остатков.

- Впервые исследовано гидротермальное окисление нефтепродуктов, загрязняющих фильтроперлит, на модельных системах. Полученные результаты легли в основу технологии извлечения радионуклидов кобальта без предварительной очистки от загрязняющих фильтроперлит масляных отложений. Стендовые испытания на Курской АЭС подтвердили эффективность предложенной технологии.

- Исследован процесс гидротермального растворения фильтроперлита. Установлено, что полнота растворения фильтроперлита в растворе 0,1н №ОН составляет 93%, при этом образуется золь кремнеземных и алюминатных соединений и кристаллический алюмосиликат - анальцим.

Практическое значение работы

На базе полученных научных результатов предложена технологическая схема гидротермальной очистки пульпы фильтроперлита и КО от радионуклидов.

Разработанная технология переработки УЖРО позволяет увеличить коэффициенты очистки от радионуклидов 60Со и 137Cs до 570 и 300, соответственно, что сопровождается 10-кратным сокращением объема ТРО.

На защиту выносятся:

- Гидротермальная технология очистки условно жидких радиоактивных отходов от радионуклидов б0Со и l37Cs.

- Закономерности термолиза и окисления в гидротермальных условиях комплексов радионуклидов с органическими лигандами, содержащихся в кубовых остатках.

- Результаты исследований гидротермальной очистки фильтроперлита от радионуклидов в нитратсодержащих модельных растворах.

- Результаты исследований гидротермального окисления нефтепродуктов в модельных растворах:

Соответствие диссертации паспорту научной специальности: Диссертация соответствует паспорту специальности 02.00.04 - физическая химия в следующих пунктах: п. 5 «Изучение физико-химических свойств систем при воздействии внешних полей, а также в экстремальных условиях высоких температур и давлений»; п. 11 «Физико-химические основы процессов химической технологии».

Достоверность полученных результатов обеспечена повторяемостью экспериментальных данных при масштабировании и подтверждается различными методами исследования: рентгенофазовым анализом (дифрактометр D8 ADVANCE), атомно-абсорбционной спектроскопией (спектрофотометр Solaar АА 6М), гамма-спектрометрией (сцинтилляционный спектрометр гамма-излучения компании ЗАО НТЦ Аспект 1С «Гамма-1С» с детектором Nal(Tl) 63 х 63 мм.), методом радиоактивных меток (57Со).

Личный вклад автора

нефтепродуктов. Автор занимался конструированием пилотной гидротермальной установки, изготовлением и наладкой системы управления. Автор также участвовал в полупромышленных испытаниях пилотной гидротермальной установки по переработке кубового остатка на Нововоронежской АЭС и Курской АЭС, а также переработке УЖРО на Курской АЭС.

Апробация работы

Основные результаты работы были представлены на следующих научных мероприятиях: Proceeding of the International Symposium on Radiation Safety Management (Daejeon, Rep. of Korea 2007, 2009); III и IV Российских школах по радиохимии и ядерным технологиям (Озерск, 2008, 2010); II Международном симпозиуме по сорбции и экстракции (Владивосток, 2009); Приморские зори (Владивосток, 2007); 9 international young scholars' forum of the Asia-Pacific Région countries (Vladivostok, 2009); 6-й Российской конференции по радиохимии (Москва, 2009).

Публикации

По материалам диссертации опубликовано 17 работ, из них 3 "статьи (2 статьи опубликованы в ведущих рецензируемых научных журналах, рекомендуемых ВАК - «Атомная энергия», «Доклады Академии наук», 1 статья - в трудах международной конференции), 14 тезисов - в трудах конференций.

Связь работы с научными программами:

Работа выполнена в соответствии с плановой тематикой Института химии ДВО РАН, тема № 01.2009.64164 и представлена на различных конференциях при поддержке грантов: РФФИ № 08-03-16040-моб_з_рос, № 10-03-16030-моб_з_рос; президиума ДВО РАН № 09-111-04-109, № 10-III-04-052, № 11-III-04-050.

Структура и объем работы

Диссертационная работа состоит из введения, 5 глав, выводов, списка использованных источников, содержащего 86 наименований. Работа изложена на 130 страницах, содержащих 43 рисунка, 26 таблиц в тексте. Приложение на 7 страницах.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность проблемы, сформулированы цель и задачи данного исследования, рассмотрены научная новизна и практическая значимость работы.

В первой главе проведен анализ научно-технической литературы по источникам возникновения и способам сбора жидких радиоактивных отходов и фильтроперлита на атомных электростанциях, использующих реакторы РБМК. Выполнен анализ методов переработки ЖРО и обращения с условно жидкими радиоактивными отходами на АЭС; отмечены их достоинства и недостатки.

Из результатов анализа следует, что для условно жидких радиоактивных отходов нет универсального метода очистки, который обеспечивал бы удаление всех радионуклидов из пульпы УЖРО и практически полное растворение фильтроперлита.

Для эффективной

переработки УЖРО должна быть применена комплексная схема очистки, сочетающая

преимущества различных методов.

Во второй главе описаны методики исследования УЖРО. Представлена гидротермальная установка для проведения экспериментов по иммобилизации радионуклидов Со, окислению нефтепродуктов и растворению фильтроперлита (рис. 1).

Рис. 1. Принципиальная схема лабораторной установки для гидротермального окисления растворов

Установка предназначена для моделирования процессов, протекающих в реакторе при высоком давлении до 20 МПа и температуре до 300 °С. На данной установке проводились следующие эксперименты:

1) исследование термолиза и окисления в гидротермальных условиях комплексов радионуклидов с органическими лигандами, содержащихся в КО;

2) исследование растворения фильтроперлита в модельных растворах;

3) исследование окисления нефтепродуктов в модельных растворах;

4) исследование извлечения радионуклидов 57Со из модельных растворов и иммобилизация их на сорбенте-катализаторе непосредственно в реакторе установки.

Гидротермальная установка работала следующим образом:

из расходной емкости 1 через механический фильтр 2 насосом высокого давления 3 модельный раствор подавался в проточный реактор 4 объемом 10 мл, обогреваемый электрической печью 5;

из емкости 6 через фильтр 7 насосом 8 подавался раствор Н202 в

реактор 4;

После гидротермальной обработки раствор охлаждался в теплообменнике 9 и через регулятор обратного давления 10 сбрасывался в сборник 11;

нагрев печи 5 производился источником питания 12, который управляется прибором 13 по температуре стенки реактора, измеряемой термопарой. Одновременно температура раствора на выходе из реактора регистрировалась отдельной термопарой.

Третья глава посвящена обсуждению результатов экспериментальных исследований по гидротермальной очистке УЖРО, загрязненных радионуклидами и нефтепродуктами. Изучалось влияние температуры, объемного расхода водной эмульсии нефтепродуктов и продуктов их распада. Исследовались закономерности гидротермального растворения фильтроперлита от температуры и концентрации ИаОН (0,01 и 0,1 моль/л). Были изучены закономерности гидротермального разрушения комплексов Со-ЭДТА и Со-щавелевая кислота в нитратсодержащих модельных

растворах КО и показана иммобилизация радионуклидов Со на сорбенте-катализаторе титаномагнетите.

1. Изучение гидротермальной иммобилизации радионуклидов Со Состав растворов, моделирующих кубовый остаток СВО АЭС с реакторами РБМК, приведен в табл. 1.

Таблица 1

Характеристики модельных растворов_

№ раствора Содержание ингредиентов

Ыа1Ч03, г/л ш2с2о4, г/л ЭДТА, г/л Ре, мг/л Ауд у 'Со Бк/л

1 150 2 - - 7000

2 150 2 - 0,05 7000

3 150 2 0,1 - 7000

4 300 2 0,1 0,05 7000

На рис. 2 показаны результаты исследования термолиза и окисления щавелевой кислоты, ее солей, комплексов щавелевой кислоты. Использовался модельный раствор 1, содержащий 150 г/л нитрата натрия и 2 г/л щавелевой кислоты. Концентрация пероксида водорода в реакторе составила 0,1 %, подача окислителя к модельному раствору 1:1.

1ПППП

0,1

0 100 200 300 400 500 600 700 Объем прокаченного раствора, мл

Рис. 2. Влияние объемного расхода на очистку модельного раствора 1

Из результатов, представленных на рис. 2, видно, что с увеличением скорости подачи раствора степень очистки от радионуклидов кобальта уменьшается от 104при 0,5 мл/мин до 10 при 4 мл/мин.

Исследование влияния температуры на степень очистки от радионуклидов кобальта проводилось на растворе 3 с ЭДТА и 1 без ЭДТА в установке гидротермального окисления. Результаты эксперимента приведены на рис. 3.

8000

7000

ц 6000 и

д„ 5000

•А

5 4000

3000

< 2000

1000 о

-170(1) н- 170(3) :—200(1) 200(3) -250(1) -250(3) — исх

0 100 200 300 400 500 600 700 объем прокаченного раствора, мл

Рис. 3. Влияние температуры на очистку модельных растворов 1 и 3

В проведенных экспериментах показано, что для модельных растворов, не содержащих ЭДТА, очистка от радионуклидов кобальта происходит при температуре 170 °С. Однако в растворах с ЭДТА очистка от радионуклидов кобальта происходит при 200 °С. Достаточно высокая скорость окисления при высоких температурах позволяет сократить среднее время нахождения раствора в реакторе и тем самым увеличить скорость прокачки раствора через гидротермальный реактор.

Гидротермальное окисление комплексного соединения Со-ЭДТА (модельный раствор 3) при температурах ниже 200 °С не эффективно. Повышение коэффициента очистки достигается при температурах выше

200 °С (рис. 3). Причина этого заключается в разности констант устойчивости комплексов кобальта с щавелевой кислотой и ЭДТА (табл. 2).

Так, при термолизе и окислении щавелевой кислоты образуется муравьиная кислота, которая не образует с кобальтом устойчивых комплексов. В то же время при термолизе и окислении ЭДТА образуется целая гамма продуктов, некоторые из них (например, иминодиуксусная кислота) являются весьма эффективными органическими лигандами для переходных металлов.

Очевидно, что коэффициент очистки растворов, содержащих органические лиганды, будет зависеть как от полноты окисления соответствующего лиганда, так и от формы образующегося при таком окислении оксида (гидроксида) переходного металла. Протекающие реакции можно записать следующим образом: при низкой температуре

МеЬ" + п О* = 11-0-{Ме-0-Ме}х-011, (1)

при высокой температуре

тМеЬ' + пО' (0 = МетОп + Я-СОО", (2)

где МеЬ" - металлоорганический комплекс радионуклида, Я-0-{Ме-0-Ме}х-ОЯ — полиядерный металлоксидный комплекс, стабилизированный окисленными формами лиганда ЦЯ-СОО"), МетОп - оксид металла (радионуклида).

Согласно уравнению 2 процесс гидротермального окисления органических комплексов переходных металлов в неподвижном слое оксидов

Таблица 2

Константы устойчивости комплексов с

органическими лигандами, присутствующими в кубовых остатках _АЭС (с РБМК)_

Состав комплекса Показатель рК

Со(П) (ЕБТА)2" 16,21

Со(И) (НЕ13ТА) " 9,15

Со(Ш) (ЕЭТА)" 41,4

N1 (ЕОТА)2" 18,62

N1 (НЕЭТА)" 11,56

Ее(П) (ЕПТА)2" 14,33

Ре(Ш) (ЕПТА)" 25,1

Со(П) (Ох) 9,7

Ее(П) (Ох) 5,22

Ее(Ш) (Ох)+ 20,2

переходных металлов (например, магнетите) происходит с наращиванием на твердых частицах фильтрующего слоя вновь образованного оксида металла (рис. 4.). При невысоких скоростях очистки такой процесс приводит к полному удалению оксидов кобальта из раствора, которые в таком процессе встраиваются в кристаллическую решетку вновь образующихся оксидов, что позволяет достичь высоких коэффициентов очистки. Увеличение температуры позволяет сократить время удержания раствора в реакторе при сохранении коэффициента очистки.

Исходный 60 минут 360 минут

Рис. 4. Рост оксидов металла

Результаты исследования влияния подачи раствора при различных значениях температуры на коэффициент очистки приведены на рис. 5. Результаты исследования показывают, что повышение температуры с 200 до 250 °С позволяет поднять эффективность очистки почти на порядок при тех же скоростях потока.

Влияние концентрации раствора Н202, подаваемого в реактор, приведено на рис. 6. Модельный раствор, не содержащие ЭДТА (раствор 1), эффективно очищается от 57Со в отсутствии Н202 при температуре 200 °С. Это связано с тем, что в составе модельных растворов КО РБМК присутствуют нитраты, которые в гидротермальных условиях являются окислителем.

скорость потока раствора, мл/мин

Рис. 5. Зависимость коэффициентов очистки модельного раствора 1 с дозированием 0,1 % пероксида водорода, при различных скоростях потока и различных температурах

В то же время для очистки растворов, содержащих ЭДТА, при той же температуре необходима подача пероксида водорода.

500

0 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 концентрация пероксида водорода, %

Рис. 6. Влияние концентрации Н2О2 на очистку модельных растворов от 57Со

при 200 "С

2. Изучение гидротермального растворения пульп фильтроперлита Исследования гидротермального растворения перлитных пульп проводились на той же установке (рис. 1) со специальным фильтрующим устройством, препятствующим выносу частиц нерастворенного перлита.

При исследовании влияния температуры на растворение фильтроперлита в качестве растворяющих агентов использовались вода и растворы гидроксида натрия различных концентраций. Полученные результаты представлены в табл. 3, которые показывают, что потеря массы перлита происходит при низких температурах (100 °С) в дистиллированной воде. При повышении температуры процесса до 250 °С и применении раствора гидроксида натрия (0,1 н) происходит растворение перлита на 93%.

Таблица 3

Результаты гидротермального растворения фильтроперлита при _ температурах 100 и 250 "С.__

Состав рабочего раствора Температ ура, °С Объем пропущенного раствора, мл Потеря массы, % Остаточный насыпной объем,%

Дистиллированная вода 100 200 23 44

250 200 27 26

0,01 н р-р N3011 100 200 39 27

250 200 67 08

0,1 нр-р№ОН 100 170 46 22

250 200 87 07

Анализ химического состава вытекавшего раствора, показал, что в раствор переходят кремний и алюминий (табл. 4).

Таблица 4

Характеристики выходящего раствора после гидротермального _ выщелачивания перлита в 0,01н №011_

Объем прокаченного раствора, мл Температура, °С рН Концентрация, мг/л

кремния алюминия

30 150 11,86 300 450

60 170 12,25 900 600

90 190 12,29 170 550

120 210 12,33 170 950

150 230 12,35 250 550

180 250 12,37 140 300

Начальный этап растворения перлита 0,01н ЫаОН при объемном расходе 1 мл/мин сопровождается первоначальным понижением рН раствора от 12 до 11,86 (рис. 8). Дальнейшее растворение приводит к повышению рН до 12,37. Размер частиц образующегося золя кремневой кислоты зависит от рН применяемого раствора.

Объем прокаченного раствора, мл

Рис. 8. Изменение рН выходящего раствора после гидротермального растворения фильтроперлита 0,1 н раствором №ОН

Анализ степени растворения перлита показал, что увеличение рН раствора гидроксида натрия, который идет на гидротермальное растворение перлита, не приводит к полному его растворению. Анализ частиц сухого остатка, образующегося после гидротермального растворения, показал, что при гидротермальной обработке происходит не только растворение перлита, но и наблюдаемое визуально укрупнение частиц. Рентгенофазовый анализ продуктов, оставшихся после гидротермального растворения перлита, показывает, что наряду с аморфной фазой перлита образуется кристаллический анальцим. Пример рентгенограммы фильтроперлита после гидротермального растворения приведен на рис. 9.

а 40 с

' 30

II, ,

2-ТЬе1а-8са1е

Рис. 9. Рентгенограммы нерастворимых остатков после гидротермального растворения фильтроперлита

На основании полученных результатов можно предположить наличие двух путей гидротермальных реакций перлитов в водных растворах, схема которых приведена на рис. 10.

Перлит

хЗЮ2*уА1203*тК20*лМа20 (аморфная фаза)

Рис. 10. Схема путей гидротермального воздействия на перлит

Присутствие нерастворенного остатка (анальцима) позволяет предположить, что цеолитовая составляющая будет играть роль аккумулятора радионуклидов цезия в процессе гидротермальной переработки отработанного фильтроперлита.

Приведенные на рис. 11 результаты определения сорбции радионуклидов цезия показывают, что на образующемся анальциме происходит незначительная сорбция радионуклидов цезия из щелочных растворов.

0,9 0,8 0,7 0,6 0,5 0,4 0,3 0,2

¡I

н |

¡-R

и -

S Ч

ш а

К 3

а 5

я >.

к а

« о

в s

«а ч

ч в

0 20 40 60 80 100 120

объем прокаченного раствора, мл

Рис. 11. Сорбция радионуклидов цезия при гидротермальном растворении фильтроперлита

Для моделирования поведения металлов коррозионной группы (железа, марганца кобальта, никеля, хрома и цинка) на поверхности перлита осаждался слой гидроксидов железа и кобальта. Рентгенофазовый анализ образующегося в реакторе нерастворимого остатка показывает, что гидрооксиды «коррозионных» металлов кристаллизуются на поверхности в виде шпинелей типа магнетита и тем самым становятся практически нерастворимыми в воде. При этом радионуклиды кобальта надежно иммобилизуются на поверхности магнетита.

3. Изучение гидротермального окисления модельных растворов радиационно-загрязненных масел

Исследования по термолизу и окислению радиоактивных масел были выполнены на проточной установке гидротермального окисления (рис.1). В табл. 5 приведены результаты окисления трансформаторных масел (ТК).

Таблица 5

Результаты гидротермального окисления органических смесей пероксидом водорода____

Среда t °с 1раб? v Qo6iii-> мл/мин ХПК ост, г02/л

Без катализатора

100 1 Гетерогенная смесь

150 1 Гетерогенная смесь

ТК (10%)+3 % Н202(90%) 200 1 >50

250 1 14.3

300 1 3.1

Катализатор - титаномагнетит

100 1 Гетерогенная смесь

ТК (10%)+3 % Н202(90%) 150 1 >50

200 1 12.1

250 1 3.4

300 1 0.9

При температурах <150 С гидротермальное окисление растворов пероксидом водорода без гетерогенного катализатора протекает медленно (табл. 5). Повышение температуры до 300 °С увеличивает полноту окисления. При этом изменяется соотношение карбоновых и дикарбоновых кислот в продуктах окисления (рис. 12, 13).

J- '''-I

-f

^JuLJii

2 у 4 6 Я

' iu,

Рис. 12. Капиллярная электрофореграмма раствора после окисления ТК при 250 °С на титаномагнетите, покрытом С03О4 (верхняя часть - УФ-детектор (220 нм), нижняя -рефрактометрический детектор)

Рис. 13. Капиллярная электрофореграмма раствора после окисления ТК при 300 °С на титаномагнетите, покрытом С03О4 (верхняя часть - УФ-детектор (220 нм), нижняя -рефрактометрический детектор)

100 .

.ч

г* о

и о 2

время, мин.

Рис. 14. Зависимость окисляемости раствора, вытекающего из реактора гидротермального окисления, от среднего времени нахождения в реакторе при различных концентрациях пероксида водорода

Зависимость окисляемости раствора после гидротермальной установки от времени пребывания в реакторе показана на рис. 14.

Увеличение концентрации пероксида водорода с 3% до 6% позволяет снизить среднее время удержания в реакторе, необходимое для достижения заданной полноты окисления ТК, с 20 до 16 мин.

—»—3% Н202

—■—6% Н202

I) 5 ю^——3 С 25

В третьей главе были проведены экспериментальные исследования, которые показали, что гидротермальная технология обеспечивает надежную иммобилизацию радионуклидов Со из модельных растворов ЖРО реакторов типа РБМК на сорбенте - катализаторе ТМ. Определено, что фильтроперлит в гидротермальных условиях при температуре 300 °С и 0,1 н. растворе ЫаОН растворяется до 93 %, а остаточный ХПК составляет 0,9 гОг/л в присутствии ТМ в качестве катализатора.

Таким образом, из результатов лабораторных исследований следует, что очистка кубовых остатков выпарных аппаратов спецводоочистки АЭС с реакторами РБМК при помощи гидротермальной технологии перспективна.

Четвертая глава

посвящена стендовым

испытаниям гидротермальной технологии по переработке условно жидких КО реакторов типа РБМК. Стендовые испытания технологии очистки фильтроперлита и кубового остатка от радионуклидов методом

высокотемпературного гидротермального окисления были проведены сотрудниками Института химии ДВО РАН, ООО «НТП» и КуАЭС и представителями ВНИИ АЭС. Испытания проводились в Рис. 15. Схема стенда гидротермальной очистки УЖРО соответствии с программой испытаний № 1-РП-43-ХЦ-2008 на стенде с общей производительностью до 15 дм3/ч, объем реактора 1л.

Стендовая гидротермальная установка, схема которой приведена на рис. 15 и 16, подобна лабораторной гидротермальной установке.

ЛЬиометры

_____ Насос хЛР^ЧпНВ Реактор

1ГС.ПВ1

Няргеагслн

рекуператор

■

Рис. 16. Установка для исследований обработки УЖРО на КуАЭС а - блок очистки от Се; б - наладка установки

Испытания гидротермальной технологии переработки перлита в производственных условиях проводились на пульпе, взятой из хранилища X 06/2. Процесс гидротермальной переработки УЖРО осуществлялся при температуре 250 °С и давлении 10 МПа. Исходная активность ингредиентов пульпы приведена ниже в табл. 6.

Пульпа фильтроперлита загружалась в реактор до начала эксперимента в отдельное загрузочное отверстие (нижнюю часть реактора), которое затем герметично закрывалось. При рабочей температуре в реактор подавался кубовый остаток, прошедший предварительно очистку от радионуклидов Се на фильтре № 1, и 3 % раствор пероксида водорода.

Таблица 6

Активность радиоактивных отходов на КуАЭС

Активность удельная, Бк/л Радионуклиды

Со Cs Cs

Осадок (фильтроперлит), As ~ 1,1 • 107 6,49-106 1,49-10" 2,78-106

Декантат, АЕ ~ 1,1 • 106 3,6-104 2,8-Ю3 6,1-Ю4

Кубовый остаток, As ~ 1,8-10б 3,1-105 1,1-Ю5 1,65-106

Общее количество переработанной пульпы фильтроперлита составило

,3 _____________ пгос: .3,

0,6 дм , кубового остатка - 0,035 м (табл. 7). Активность КО на выходе из стенда (после переработки пульпы)

Таблица 7

Бк/л

Активность удельная кубового остатка по элементам

Со, Бк/л

Cs Бк/л

Исходный КО

1,8-10°

з.но3

1,1-10'

1,65-10°

После предочистки (фильтр № 1) Az ~ 3,5-10

3,1-10э

З-Ю3

На выходе из стенда

А£~ 1,4-10°

540

5,3-10J

1,3-10°

После доочистки (фильтр № 2) As ~ 0,69-10

540

0,8-10"

5,6-10J

Достигнутые коэффициенты очистки к2 = 259

^ 570

138

:295

Таким образом,

испытания, проведенные при температуре процесса 250 °С и давлении 10 МПа, показали, что при этом режиме переработки

пульпы фильтроперлита совместно с кубовым остатком коэффициент снижения активности по основным радионуклидам составляет от к = 570 для 60Со до к = 3 00 137Cs.

На рис. 17 показано распределение мощности дозы излучения в реакторе после окончания работ. Мощность дозы по высоте реактора, прежде всего, характеризуется следующими радионуклидами: в нижней части

Фильтр-перлит

Кубовый остаток Окислитель

н,о,

Рис. 17 Реактор гидротермальной установки

реактора незначительное повышение мощности дозы вызвано присутствием нерастворенного фильтроперлита и анальцима с радионуклидами 137С.ч, в зоне сорбента ТМ мощность дозы характеризуется радионуклидами 60Со.

В пятой главе на основе проведенных лабораторных исследований и испытаний в условиях АЭС предложена принципиальная схема технологии очистки УЖРО, приведенная на рис. 18.

Рис. 18. Принципиальная схема гидротермальной технологии переработки УЖРО на

КуАЭС

В технологическом процессе можно выделить 3 стадии переработки условно жидких радиоактивных отходов с использованием реакторов типа РБМК.

Стадия 1. Предварительная очистка на фильтрах, обеспечивающих селективную сорбцию радионуклидов 134Сэ, 137Сз. Основные технологические проблемы в этом процессе вызваны высоким значением рН, при котором

стойкость ферроцианидного сорбента низкая и, как следствие, из-за возникающей частичной пептизации ферроцианидных коллоидов уменьшается коэффициент очистки. Очищенный на этой стадии кубовый остаток далее направляется на гидротермальную переработку (окисление).

Стадия 2. Гидротермальная деструкция нефтепродуктов и ионообменных смол, содержащихся в КО, и растворение фильтроперлита с последующей очисткой от радионуклидов 60Со, а также марганца и других переходных металлов на катализаторе-сорбенте.

Стадия 3. Дополнительная очистка на фильтрах, обеспечивающих селективную сорбцию радионуклидов цезия, которые образовались после разрушения ферроцианидных коллоидов и выщелачивания из фильтроперлита. После этого очищенный КО с удельной активностью Ауд = 10 — 102 Бк/дм3 поступает на установку цементирования как промышленные отходы.

Метод гидротермального окисления дает возможность производить глубокую очистку КО от радионуклидов цезия с использованием ферроцианидных сорбентов. Эта очистка проводится в два этапа: предочистка и доочистка КО, следующая после гидротермального разрушения ферроцианидных коллоидов, образующихся из-за разрушения сорбента. Доочистка КО производится также на ферроцианидных сорбентах. Без гидротермального процесса такой результат недостижим. Применение же двухступенчатой схемы очистки КО от радионуклидов цезия позволяет не только многократно повысить степень очистки КО от радионуклидов цезия, но и увеличить ресурс ферроцианидных сорбентов.

Таким образом, гидротермальная технология переработки УЖРО заключается в растворении фильтроперлита в потоке КО с иммобилизацией радионуклидов 60Со непосредственно в реакторе гидротермальной установки на сорбенте-катализаторе. Очистка радионуклидов 134Сз, 137Сз, выходящих с раствором после переработки на гидротермальной установке, происходит на ферроцианидных фильтрах.

Выводы

1. Исследованы физико-химические характеристики процесса гидротермальной очистки фильтроперлитовой пульпы совместно с нитратсодержащими кубовыми остатками из хранилищ Курской АЭС, работающей на реакторах типа РБМК. Установлено, что гидротермальная технология обеспечивает надежную иммобилизацию радионуклидов Со на сорбенте-катализаторе (титаномагнетите) непосредственно в реакторе гидротермальной установки.

2. Исследовано растворение фильтроперлита в гидротермальных условиях. Установлено, что полнота растворения фильтроперлита в гидротермальных условиях в растворе 0,1 н ИаОН при температуре 250 °С составляет 93%. При этом образуется золь кремнеземных и алюминатных соединений и кристаллический алюмосиликат — анальцим.

3. Экспериментально установлено, что загрязняющие пульпу нефтепродукты (прежде всего, технические масла) полностью окисляются в гидротермальном реакторе в присутствии пероксида водорода при температурах 250 - 300 °С и времени удержания в реакторе не менее 16 мин.

4. На основе проведенных исследований в ИХ ДВО РАН и на Курской АЭС предложена схема технологии очистки условно жидких радиоактивных отходов. Схема очистки от радионуклидов 60Со и 137Ся состоит из трех этапов:

1-й этап - первичная очистка кубового остатка от 137Ся с применением ферроцианидных сорбентов;

2-й этап - гидротермальная переработка очищенного кубового остатка и фильтроперлита с иммобилизацией 60Со на титаномагнетите в реакторе гидротермальной установки, разрушение коллоидов с 137Сз и растворение фильтроперлита;

3-й этап - отделение остатков фильтроперлита в сепараторе и окончательная очистка раствора от 137Сз.

5. В стендовых испытаниях на Курской АЭС подтверждено, что образующиеся при гидротермальной обработке золь кремнеземных и алюминатных соединений может быть очищен от радионуклидов с помощью селективных сорбентов, после чего он переходит в разряд нерадиоактивных отходов.

6. Таким образом, доказано, что разработанная технология гидротермальной переработки фильтроперлита совместно с кубовыми остатками позволяет эффективно очищать условно жидкие радиоактивные отходы. В результате переработки образуются кондиционированные твердые радиоактивные отходы - отработанные фильтры, реакторы гидротермальной установки и очищенный от радионуклидов солевой раствор, который может быть отвержден цементированием и передан на хранение как промышленные отходы.

Основные материалы диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Авраменко В.А., Войт А.В., Голуб А.В., Добржанский В.Г., Егорин А.С., Корчагин Ю.П., Майоров B.C., Сергиенко В.И., Шматко С.И. Гидротермальная переработка жидких радиоактивных отходов АЭС // Атомная энергия. 2008. Т. 107, вып. 2. С. 150-154.

2. Добржанский В.Г., Голуб А.В., Авраменко В.А., Майоров В.Ю., Сергиенко В.И. Гидротермальная технология переработки кубовых остатков выпарных аппаратов спецводоочистки АЭС // Вестник ДВО РАН. 2009. №. 2. С. 3-8.

• 3. Avramenko V.A., Golub A.V., Dobrzhansky V.G., Mayorov V.Yu., Zadorozhny P.A., Marinin D.V. Hydrpthermal treatment of liquid radioactive waste formed at nuclear power plants (NPP): Results of pilot plant tests at Novovoronezhskaya and Kurskaya NPPs // Proceedings of the International Symposium on Radiation Safety Management, Daejeong, Rep. of Korea, November 4-6, 2009. P. 149-157.

Андрей Владимирович ГОЛУБ

ГИДРОТЕРМАЛЬНАЯ ПЕРЕРАБОТКА УСЛОВНО ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата химических наук

Подписано к печати 10.08.2012 г. Печать офсетная. Формат 60x90/16. Бумага офсетная. Усл. п. л. 1,5. Уч.-нзд. л. 1,02. Тираж 100 экз. Заказ 88

Отпечатано в типографии ФГУП Издательство «Дальнаука» ДВО РАН 690041, г. Владивосток, ул. Радио,7

Содержание диссертации автор исследовательской работы: кандидата химических наук, Голуб, Андрей Владимирович

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1 ИСТОЧНИКИ ОБРАЗОВАНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ И ФИЛЬТРОПЕРЛИТА, СПОСОБЫ ОБРАЩЕНИЯ С УСЛОВНО ЖИДКИМИ РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ.

1.1. Источники поступления жидких радиоактивных отходов на АЭС.

1.1.1. Особенности образования, сбор и очистка жидких радиоактивных отходов на АЭС с реакторами типа РБМК.

1.1.2. Характеристики кубового остатка.

1.1.3. Методы обращения с кубовым остатком на АЭС.

1.2. Намывные фильтры - источники загрязненного фильтроперлита на АЭС с реакторами типа РБМК.

1.2.1. Характеристики отработанного фильтроперлита, хранящегося на АЭС. Проблемы обращения с условно жидкими радиоактивными отходами.

1.2.2. Структура и свойства перлита.

1.3. Гидротермальные процессы переработки радиоактивных отходов.

1.3.1. Предполагаемые процессы в реакторе гидротермальной установки.

ГЛАВА 2 МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ.

2.1. Методы исследования.

2.2. Процесс гидротермального окисления.

2.3. Процесс гидротермального растворения фильтроперлита.

ГЛАВА 3 ЛАБОРАТОРНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ОЧИСТКИ МОДЕЛЬНЫХ РАСТВОРОВ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, РАСТВОРЕНИЯ

ФИЛЬТРОПЕРЛИТА И ОКИСЛЕНИЯ НЕФТЕПРОДУКТОВ.

3.1. Изучение гидротермального окисления модельных растворов кубового остатка.

3.2. Изучение гидротермального растворения пульпы фильтроперлита.

3.3. Изучение гидротермального окисления модельных растворов радиационно-загрязненных масел.

ГЛАВА 4 ПОЛУПРОМЫШЛЕННЫЕ ИСПЫТАНИЯ ГИДРОТЕРМАЛЬНОЙ ТЕХНОЛОГИИ ОЧИСТКИ ФИЛЬТРОПЕРЛИТА В СРЕДЕ КУБОВОГО ОСТАТКА.

4.1. Полупромышленные испытания гидротермальной технологии переработки условно жидких радиоактивных отходов.

4.2. Стендовые испытания технологии гидротермальной переработки кубового остатка на Курской АЭС.

4.2.1. Принцип действия узлов сорбционной очистки.

4.2.2. Устройство и принцип действия блока гидротермального окисления (БГО).

4.2.3. Результаты испытаний по очистке кубового остатка от радионуклидов.

4.3. Стендовые испытания технологии гидротермальной переработки кубового остатка, осложненного фильтроперлитом, на Курской АЭС.

ГЛАВА 5 ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ЦЕПОЧКА ПЕРЕРАБОТКИ УСЛОВНО

ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ.

5.1. Технологическая цепочка переработки.

Введение диссертация по химии, на тему "Гидротермальная переработка условно жидких радиоактивных отходов"

Фильтроперлит используется при очистке воды первого контура от взвешенных частиц и нефтепродуктов. Хранятся УЖРО в специальных емкостях - пульпохранилищах на АЭС совместно с ЖРО. На «старых» станциях пульпохранилища практически заполнены. Так, например, объем отработанных ионообменных смол и фильтроперлита на Ленинградской АЭС занимают больше 90 % общего объема таких хранилищ.

Цель работы

Научные задачи

- Изучить закономерности термолиза и окисления в гидротермальных условиях комплексов радионуклидов с органическими лигандами, содержащимися в кубовых остатках.

- Исследовать процесс гидротермального растворения фильтроперлита в дистиллированной воде и растворах ШОН.

Научная новизна

- Впервые исследовано гидротермальное окисление нефтепродуктов, загрязняющих фильтр опер лит, на модельных системах. Полученные результаты легли в основу технологии извлечения радионуклидов кобальта без предварительной очистки от загрязняющих фильтроперлит масляных отложений. Стендовые испытания на Курской АЭС подтвердили эффективность предложенной технологии.

- Исследован процесс гидротермального растворения фильтроперлита. Установлено, что полнота растворения фильтроперлита в растворе 0,1н ИаОН составляет 93%, при этом образуется золь кремнеземных и алюминатных соединений и кристаллический алюмосиликат - анальцим.

Практическое значение работы

Разработанная технология переработки УЖРО позволяет увеличить коэффициенты очистки от радионуклидов 60Со и 137Сб до 570 и 300, соответственно, что сопровождается 10-кратным сокращением объема ТРО.

На защиту выносятся:

- Гидротермальная технология очистки условно жидких радиоактивных отходов от радионуклидов 60Со и 137Сз.

- Результаты исследований гидротермального окисления нефтепродуктов в модельных растворах.

Достоверность полученных результатов обеспечена повторяемостью экспериментальных данных при масштабировании и подтверждается различными методами исследования: рептгенофазовым анализом (дифрактометр D8 ADVANCE), атомно-абсорбционной спектроскопией (спектрофотометр Solaar АА 6М), гамма-спектрометрией (сцинтилляционный спектрометр гамма-излучения компании ЗАО НТЦ Аспект 1С «Гамма-1С» с детектором Nal(Tl) 63 х 63 мм.), методом

СП радиоактивных меток ( Со).

Личный вклад автора

Автор принимал непосредственное участие во всех лабораторных экспериментах гидротермальной иммобилизации радионуклидов Со из модельных растворов, растворения фильтроперлита и окисления нефтепродуктов. Автор занимался конструированием пилотной гидротермальной установки, изготовлением и наладкой системы управления. Автор также участвовал в полупромышленных испытаниях пилотной гидротермальной установки по переработке кубового остатка на Нововоронежской АЭС и Курской АЭС, а также переработке УЖРО на Курской АЭС.

Апробация работы

Основные результаты работы были представлены на следующих научных мероприятиях: Proceeding of the International Symposium on Radiation Safety Management (Daejeon, Rep. of Korea 2007, 2009); III и IV Российских школах по радиохимии и ядерным технологиям (Озерск, 2008, 2010); II Международном симпозиуме по сорбции и экстракции (Владивосток, 2009); Приморские зори (Владивосток, 2007); 9 international young scholars' forum of the Asia-Pacific Región countries (Vladivostok, 2009); 6-й Российской конференции по радиохимии (Москва, 2009).

Публикации

По материалам диссертации опубликовано 17 работ, из них 3 статьи (2 статьи опубликованы в ведущих рецензируемых научных журналах, рекомендуемых ВАК - «Атомная энергия», «Доклады Академии наук», 1 статья - в трудах международной конференции), 14 тезисов - в трудах конференций.

Связь работы с научными программами:

Работа выполнена в соответствии с плановой тематикой Института химии ДВО РАН, тема № 01.2009.64164 и представлена на различных конференциях при поддержке грантов: РФФИ № 08-03-16040-мобзрос, № 10-03-16030-мобзрос; президиума ДВО РАН № 09-111-04-109, № 10-111-04052, № 11-111-04-050.

Структура и объем работы

Заключение диссертации по теме "Физическая химия"

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

2. Исследовано растворение фильтроперлита в гидротермальных условиях. Установлено, что полнота растворения фильтроперлита в гидротермальных условиях в растворе 0,1 н ШОН при температуре 250 °С составляет 93%. При этом образуется золь кремнеземных и алюминатных соединений и кристаллический алюмосиликат - анальцим.

1-й этап - первичная очистка кубового остатка от 137Сз с применением ферроцианидных сорбентов;

2-й этап - гидротермальная переработка очищенного кубового остатка и фильтроперлита с иммобилизацией 60Со на титаномагнетите в реакторе гидротермальной установки, разрушение коллоидов с 137Сб и растворение фильтроперлита;

3-й этап - отделение остатков фильтроперлита в сепараторе и

137 окончательная очистка раствора от Се.

115

Список источников диссертации и автореферата по химии, кандидата химических наук, Голуб, Андрей Владимирович, Владивосток

1. Копылов A.C., Верховский Е.И. Спецводоочистка на атомных электростанциях. М.: Высшая школа, 1988. - 208с.

2. Жабо В.В. Охрана окружающей среды на ТЭС и АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1992.-240с.

3. Коростелев Д.П. Водный режим и обработка радиоактивных вод атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1983г. - 240 с.

4. Абрамов М.А., Авдеев В.И., Адамов Е.О. и др. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК / под общ. ред. Ю.М. Черкашова. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. - 632 с.

5. Доллежаль H.A., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980. - 208с.

6. Рябчиков Б.Е. Очистка жидких радиоактивных отходов. М.: ДеЛи принт,2008.-512с.

7. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М.: Высшая школа, 1978.-360с.

8. Никифоров A.C., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985. - 184 с.

9. Кузнецов В.М., Острецов И.Н., Шингаркин М.А. Загрязненные радиоактивным металлом радиоактивные отходы объектов атомной энергетики и Чернобыльской зоны. Возможность их попадания в промышленное производство Российской Федерации. М., 2004. Ч. 1 РЗК.

10. Российский сайт ядерного нераспространения http://nuclearno.ru/text.asp79388

11. Хонекевич А.А. Очистка радиоактивно загрязненных вод лабораторий и исследовательских ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1974. - 311с.

12. Ильвес Г.Н. Сорбционно-химическое поведение микроколичеств стронция в условиях образования коллоидных фаз: автореф. дис. канд. хим. наук. Екатеринбург, 1999. - 20 с.

13. Кузнецов Ю.В., Щебетковский В.Н., Трусов А.Г. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений. М.: Атомиздат, 1974. - 360 с.

14. Law J.D., Brewer K.N., Herbst R.S., Todd T.A., Wood D.J. Development and demonstration of solvent extraction processes for the separation of radionuclides from acidic radioactive waste // J. Waste Manage. 1999. -V. 19, N 1. - P. 27-37.

15. Амфлет С.Б., Сэммон Д.С. Отходы атомной промышленности / под ред. Е.М. Глюкауфа. М.: Госатомиздат, 1963. - 202 с.

16. Ласкорин Б.Н. и др. Ионообменные мембраны и их применение. М., Госатомиздат, 1961. - 137 с.

17. Ионный обмен и его применение: сб. статей. М.: Изд-во АН СССР, 1959.-С. 11,255.

18. Мартин Ф.С., Майлс Дж.Л. Химическая переработка ядерного топлива. -М.: Металлургиздат, 1961.-264 с.

19. Furukawa D.H. Specific problems in electrodialysis desalting brackish water // Chem. Eng. Prog. Symp. Sci. 1968. - V.64, N 90.-. P. 171-177.

20. Cohen P. Membrane electrodialysis of simultad pressurized water reactor coolant // Ind. and Eng. Chem. 1959 - V. 51, N 1. - P. 66-67.

21. Раузен Ф.В. и др. Исследования в области обработки и захоронения радиоактивных отходов. -М.: Изд-во СЭВ, 1968.

22. Раузен Ф.В., Трушков Н.П. Изучение сорбции катионов стронция и кальция на катионите КУ 2 // Атомная энергия. 1970. - Т. 29. - С. 103.

23. Rickles R.N. Membranes: Technology and Economics. N.Y.: Park Ridge, 1967.- 187 p.

24. Демкин В.И., Адамович Д.В., Амелин B.C., Пантелеев В.И., Мембранная технология переработки солевых жидких растворов // Критические технологии. Мембраны 2002. -№15-10-13 с.26. Пат. США 3173867 (1965).

25. Арустамов А.Э., Зинин А.В., Красников П.В., Прилепо Ю.П., Перевезенцев В.В., Савкин А.Е., Свитцов А.А., Хубецов С.Б. Метод ионоселективной очистки жидких радиоактивных отходов атомных станций // Безопасность жизнедеятельности. 2005. - № 4. - 13 - 16 с.

26. Савкин A.E., Дмитриев C.A., Лифанов Ф.А., Голобоков С.М, Сластенников Ю.Т., Синякин О.Г. Возможность применения сорбционного метода для очистки жидких радиоактивных отходов АЭС // Радиохимия. -1999. Т. 41, № 2. - С. 172-176.

27. Савкин А.Е. Переработка кубовых остатков АЭС с использованием селективных сорбентов: автореф. дис. канд. техн. наук. М., 1999. - 24 с.

28. Перлит и вермикулит (геология методика разведки и технология М.: ГОНТИ, 1962. - 124с.

29. Брэк Д. Цеолитовые молекулярные сита. М.: Мир, 1976. - 781 с.

30. Сайт ООО «Перлит» http://www.ooo-perlit.ru

31. Вугарра К., Yoshimura М. Handbook of Hydrothermal Technology. A Technology for Crystal Growth and Materials Processing. -N.Y.: William Andrew Pub., 2001.-846 p.

32. Zimmermann F.J. Sewage sludge treatment by wet air oxidation // Proc. 13th Ind. Conf. Purdue Univ. 1958. - Vol. 96. - P. 409-417.

33. Zimmermann F.J. New waste disposal process // Chemical engineering. -1958.-Vol. 25.-P. 117-121.

34. Mishra V.S., Mahajani V.V., Joshi J.B. Wet air oxidation // Ind. Eng. Chem. Res. 1995. Vol. 34, N 1. - P. 2-48.

35. Proesmans P.I., Luan L., Buelow S. // J. Hydrothermal Oxidation of Organic Wastes Using Ammonium Nitrate Ind. Eng. Chem. Res. 1997. - Vol. 36, No. 5. -P. 1559-1566.

36. Oldenborg R., Robinson J.M., Buelow S.J., Dyer R.B., Anderson G., Dell'Orco, P.C., Funk K., Wilmanns E., Knutsen K. Hydrothermal Processing of Inorganic Components of Hanford Tank Wastes. Los Alamos National Laboratory, 1994.

37. Dell'Orco P.C., Foy B.R.,Wilmanns E.G., Le L.A., Ely J., Patterson K., Buelow S.J. Hydrothermal Oxidation of Organic Compounds by Nitrate and Nitrite // ACS Symposium Series. 1995. - Vol. 179. - P. 608.

38. Buelow S.J. Enhanced Sludge Processing of HLW: Hydrothermal Oxidation of Chromium, Technetium, and Complexants by Nitrate // FINAL REPORT U. S. Department of Energy. 1999. - Project Number: 54765. - 23 p.

39. Kritzer P. Corrosion in high-temperature and supercritical water and aqueous solutions: a review // J. Supercrit. Fluids. 2004. - V. 29. - P. 1.

40. Crooker P.J., Ahluwalia K.S. and Fan Z. Operating Results from Supercritical Water Oxidation Plants // Ind. Eng. Chem. Res. 2000. - V. 39. - 4865-4870.

41. Fauvel E., Joussot-Dubien C., Pomier E., Guichardon P., Charbit G., Charbit F. and Sarrade S. Modeling of a Porous Reactor for Supercritical Water Oxidation by a Residence Time Distribution Study // Ind. Eng. Chem. Res. 2003. - V. 42. - P. 2122-2130.

42. Lee Hyeon-Cheol, In Jung-Hyun, Hwang Kyung-Yub and Lee Chang-Ha. Decomposition of Ethylenediaminetetraacetic Acid by Supercritical Water Oxidation // Ind. Eng. Chem. Res. 2004. - V. 43. - P. 3223-3227.

43. Lee Hyeon-Cheol, Kim Jong-Hwa, In Jung-Hyun and Lee Chang-Ha. NaFeEDTA Decomposition and Hematite Nanoparticle Formation in Supercritical Water Oxidation // Ind. Eng. Chem. Res. 2005. - V. 44. - P. 6615-6621.

44. Ringwood A.E., Kesson S.E., Reeve K.D., Levins D.M., Ramm E.J. Synroc. Radioactive Waste Forms for the Future / eds. W. Lutze and R.C Ewing. -Amsterdam: Elsevier Science Publishers B.V., 1988. P. 233-334.

45. Johnson C.D, Skakle J.M.S., Johnson M.G., Feldmann J., Macphee D.E. Hydrothermal synthesis, crystal structure and aqueous stability of two cadmium arsenate phases, CdNH4(HAs04)0H and Cd5H2(As04)4-4H20 // J. Mater. Chem. -2003.-Vol. 13.-P. 1429-1432.

46. Арустамов А.Э., Савкин A.E., Зинин A.B., Красников П.В., Прилепо Ю.П., Перевезенцев В.В., Свитцов А.А., Хубецов С.Б. Метод ионоселективной очистки жидких радиоактивных отходов атомных станций // Безопасность жизнедеятельности. 2005. - № 11. - С. 13-16.

47. Омельчук В.В., Стахив М.Р., Савкин А.Е., Федоров Д.А., Корнев В.И. Разработка технологии и переработка кубовых остатков на Кольской АЭС // Безопасность окружающей среды. 2007. - № 3. - С. 34-37.

48. Von Gunten U. Ozonation of drinking water: Part I. Oxidation kinetics and product formation // Water Research. 2003. - Vol. 37. P. 1443-1467.

49. Авраменко B.A., Голиков А.П., Сергиенко В.И., Шматко С.И. Удаление радионуклидов кобальта из концентрированных радиоактивных отходов АЭС // Обращение с радиоактивными отходами. 5-я МНТК. М.: ФГУП «ЭНИЦ», 2007. - С. 85-93.

50. Авраменко В.А., Войт А. ., Дмитриева Е.Э., Добржанский В.Г. Майоров В.Ю., Сергиенко В.И., Шматко С.И. Гидротермальное окисление комплексов Со-ЭДТА // Докл. Академии наук. 2008. - Т. 418, № 3. - С. 348-351.

51. Supercritical Water Oxidation Program (SCWOP), Technology Summary, DOE/EM-0121P, Office of Environmental Management and Office of Technology Development. Washington: D.C. DOE (U.S. Department of Energy), 1994.

52. Уол JI.A., Бюлов С.Дж., Паилла Д.Д. Гидротермальная переработка // Плутоний. Фундаментальные проблемы. Т. 2. Саров :РФЯЦ-ВНИИЭФ, 2003.-С. 452.

53. Roubaud A., Turc Н-А., СЕА Valrhô, Fournel В. Destruction of Nuclear Organic Waste by Supercritical Water Oxidation. Scale-Up of the Process-7170xL

54. EM- 07 International Atomic Energy Agency. The 11 International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management Bruges (Brugge), Belgium, Sept. 2-6, 2007.

55. Wattal P. K., Deshingkar D.S., Srinivas C., Naik D.B., Manohar S. Combined processes and techniques for processing of organic radioactive waste // IAEA-TECDOC-1336. P. 121-136.

56. Пат. РФ 2297055. Способ переработки кубового остатка жидких радиоактивных отходов. В. А. Авраменко, В. Г. Добржанский, В. И. Сергиенко, С. И. Шматко. Опубл. 10.04.2007.

57. Добржанский В.Г., Голуб A.B., Авраменко В.А., Майоров В.Ю., Сергиенко В.И. Гидротермальная технология переработки кубовых остатков выпарных аппаратов спецводоочистки АЭС. Вестник ДВО РАН. 2009. - № 2. - С. 3-8.

58. Хубецов С.Б., Свитцов A.A. Разрушение органических компонентов ЖРО методом сверхкритического водного окисления // Обращение с радиоактивными отходами: сб. тез. 6-й Междунар. науч.-техн. конф. М.: ВНИИАЭС, 2009. - С. 22-23.

59. Милютин В.В., Михеев C.B., Гелис В.М., Козлитин Е.А. Исследование сорбции цезия на ферроцианидных сорбентах из высокосолевых растворов // Радиохимия. 2009. - № 3. - с. 261-264.

60. Милютин В.В. Физико-химические методы извлечения радионуклидов из жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности: дис. д-ра хим. наук / Ин-т физ. химии и электрохимии РАН им. А.Н. Фрумкина. -М., 2008.-227 с.

61. Современные методы разделения и определения радиоактивных элементов.-М.: Наука, 1989.-312 с.

62. Лукьянов В.Б., Бердоносов С.С., Богатырев И.О., Радиоактивные индикаторы в химии. Основы метода. 3 изд. М.:Высш. шк., 1985 г. 287 с.

63. Лукьянов В.Б., Бердоносов С.С., Богатырев И.О. Радиоактивные индикаторы в химии. Проведение эксперимента и обработка результатов. М.: Высш. шк. 1977 г.-280 с.

64. Алемасова A.C., Рокун А.Н., Шевчук И.А. Аналитическая атомно-абсорбционная спектроскопия. Севастополь: Вебер, 2003. 327 с.

65. Брицке М.Э. Атомно-абсорбционный спектрохимический анализ. М.: Химия, 1982, 224 с.

66. Канаев H.A., Трофимов Н.В. Атомно-абсорбционные и пламенно-фотометрические анализы сплавов. М.: Металлургия, 1983. 160 с.

67. Львов Б.В. Атомно-абсорбционный спектральный анализ. М.: Наука, 1966. 392 с.

68. Прайс В. Аналитическая атомно-абсорбционная спектроскопия. М.:Мир, 1976. 358 с.

69. Муравьев А.Г. Руководство по определению показателей качества воды полевыми методами. 3-е изд., доп. и перераб. СПб.: «Крисмас+», 2004. 248 с.

70. Авраменко В.А., Войт А.В., Голуб А.В., Добржанский В.Г., Егорин А.С., Корчагин Ю.П., Майоров B.C., Сергиенко В.И., Шматко С.И Гидротермальная переработка жидких радиоактивных отходов АЭС. Атомная энергия, 2008. т.107, вып. 2, с. 150-154

71. Справочник химика. Второе издание. «Химическое равновесие и кинетика. Свойства растворов. Электродные процессы.» редактор Никольский Б.П.; Химия, М.: 1965 с. 1008

72. Дмитриева Е.Э., Добржанский В.Г., Авраменко В.А., Шматко С. И. Исследование разложения методом ЖФО некоторых органических веществ, содержащихся в сточных водах // Ползуновский вестник. 2006. - №2 - 1.- С. 334-338.

73. A.V. Golub Hydrothermal absorption of liquid radioactive wastes at the Kursk Nuclear Power Station // Ninth international young scholars' forum of the Asia-Pacific region countries: 26-31 October 2009, Vladivostok P. 122 - 124.

74. НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НРБ-99/2009. СанПиН 2.6.1.2523-09. M.: Минздрав России. - 2009.124