Разработка и совершенствование экспрессных методов радиохимического контроля и технологий автономной переработки жидких радиоактивных сред ядерных энергетических установок

Епимахов, Виталий Николаевич

Разработка и совершенствование экспрессных методов радиохимического контроля и технологий автономной переработки жидких радиоактивных сред ядерных энергетических установок тема автореферата и диссертации по химии, 02.00.14 ВАК РФ

Епимахов, Виталий Николаевич АВТОР

доктора химических наук УЧЕНАЯ СТЕПЕНЬ

Сосновый Бор МЕСТО ЗАЩИТЫ

2005 ГОД ЗАЩИТЫ

02.00.14 КОД ВАК РФ

Диссертация по химии на тему «Разработка и совершенствование экспрессных методов радиохимического контроля и технологий автономной переработки жидких радиоактивных сред ядерных энергетических установок»

Автореферат диссертации на тему "Разработка и совершенствование экспрессных методов радиохимического контроля и технологий автономной переработки жидких радиоактивных сред ядерных энергетических установок"

САНКТ-ПЕТЕРБУРГСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

На щхшахрукописи

Епимахов Виталий Николаевич

РАЗРАБОТКА И СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ ЭКСПРЕССНЫХ МЕТОДОВ РАДИОХИМИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ И ТЕХНОЛОГИЙ АВТОНОМНОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ СРЕД ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

02.00.14 - радиохимия

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора химических наук

Санкт-Петербург 2006

Работа выполнена в научно-нсслсдовагельском технологическом институте км. А.П.Александрова

Научный консультант: Заслуженный деятель науки РФ, доктор химических наук, профессор

Москвин Леонид Николаевич

Официальные оппоненты: Доктор химических наук, профессор Доктор химических наук, профессор Доктор химических наук, профессор

Власов Юрий Георгиевич Копырин Алексей Алексеевич Новиков Александр Павлович

Веду щая организация:

Первый центральный научно-исследовательский институт военно-морского флота министерства обороны, г.Санкт-Петербург,

Защита диссертации состоится « ¿г » е.* 2006 г. в « Иг, часов на заседании диссертационного совета Д 212.232.41 по защите диссертаций на соискание учёной степени доктора химических наук при С-Петербургском государственном университете по адресу: 199034, С-Петербург, Средний проспект, д.41/43, БХА

С диссертацией можно ознакомиться в Научной библиотеке имени A.M. Горького С-Петербургского государственного университета

Автореферат разослан 2006 г.

Учёный секретарь диссертационного совета доктор химических наук, профессор

М.Д. Бальмаков

Принятые сокращения

АПЛ - атомные подводные лодки

АЭС - атомная электростанция

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ВМФ - военно-морской флот

ВНИИАЭС — Всероссийский научно-исследовательский институт АЭС ЖРО - жидкие радиоактивные отходы

НИТИ - Научно-исследовательский технологический институт

ОТВС - отработанные тепловыделяющие сборки

ПАВ - поверхностно-активные вещества

ПД - продукты деления

ПДК - предельно-допустимая концентрация

Г1К - продукты коррозии

ПТФЭ - политетрафторэтилен

РАО - радиоактивные отходы

РБМК - реактор большой мощности кипящий

РЗЭ — редкоземельные элементы

РКС - радиометр корабельный смешанный

СНИНП - союзный научно-исследовательский институт приборостроения СФ - северный флот ТОФ - тихоокеанский флот УВ - уровень вмешательства

ЭМРА - экспрессный мембранно-сорбционный радиохимический анализ ЭХРА - экспрессный хроматографический радиохимический анализ ЯЭУ — ядерная энергетическая установка

Общая характеристика работы

Актуальность работы. Развитие прикладной радиохимии в последние годы стимулируется вторым постчернобыльским этапом становления атомной энергетики. Эксплуатация ЯЭУ может быть надёжной и экологически безопасной только при наличии оперативных и надёжных методов диагностики состояния оборудования и контроля влияния объектов атомной энергетики на окружающую среду, а также эффективных радиохимических технологий. Прогресс в области радиохимических методов контроля и технологий переработки ЖРО в первую очередь определяется появлением новых более

совершенных методов выделения радионуклидов. Адекватность аналитических и технологических проблем современной радиохимии определяется их соответствием общим тенденциям инсгрумснтализации и автоматизации аналитических и технологических процедур с радионуклидами. Об актуальности поиска новых методических и технологических решений в прикладной радиохимии свидетельствует федеральная целевая программа «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение» и программа «Создание автоматизированных систем радиационного контроля», в рамках которых выполнялась настоящая работа, а также значительное количество международных и национальных конференций, посвященных проблемам радиохимического контроля и технологиям переработки ЖРО, которые проводились в последние годы.

Не.пь и задачи исследования. Разработка и совершенствование экспрессных методов радиохимического анализа водных сред ядерных энергетических установок и технологий автономной переработки жидких радиоактивных сред. Комплекс исследований, выполненных в процессе достижения поставленной дели, включает:

• определение форм существования радионуклидов в водных средах ЯЭУ;

• обоснование выбора сорбционных и мембранных методов выделения радионуклидов из технологических сред и ЖРО ЯЭУ, нахождение оптимальных условий синтеза новых сорбционных и мембранных материалов, модифицирования существующих материалов с приданием им необходимых для выделения радионуклидов свойств;

• разработку методик экспрессного выделения и определения радионуклидов — продуктов деления ядерного топлива и продуктов активации примесей в водных средах различного состава, присутствующих в ЯЭУ или возникающих в процессе их эксплуатации, таких как теплоносители первого, второго и третьего конту ров, водные среды бассейнов выдержки отработанного ядерного топлива и емкостей длительного хранения ЖРО, водные сбросы ЯЭУ и природные воды;

• разработку сорбционных и мембранно-сорбционных технологий переработки ЖРО и комплексной технологии, включающей операции цементирования концентрата для автономной переработки ЖРО транспортных ЯЭУ;

• разработку, изготовление, лабораторные, стендовые и промышленные испытания технических средств автоматизации радиохимического анализа и средств для автономной переработки ЖРО транспортных ЯЭУ;

• внедрение разработанных методов радиохимического анализа и технологий переработки ЖРО на действующих ЯЭУ.

Научная новизна. В развитие идеи экспрессного хроматографического радиохимического анализа, в котором совмещаются операции выделения радионуклидов и приготовления источников радиоактивных излучений для их определения, предложен и экспериментально реализован метод экспрессного мембранно-сорбционного радиохимического анализа (ЭМРА), позволяющий определять в водных средах а- и Р-излучающие радионуклиды.

Разработаны методики синтеза композиционных сорбционных материалов с улучшенными кинетическими характеристиками на основе неорганических ионитов. Найдены условия избирательного индивидуального и группового концентрирования и выделения радионуклидов с использованием мембранных и сорбционных методов.

Проведён системный анализ радионуклидного состава и уровней активности различных технологических водных сред транспортных ЯЭУ, а также форм существования радионуклидов в водных средах ЯЭУ.

Предложена, теоретически и экспериментально обоснована идея автономной переработки ЖРО транспортных ЯЭУ, включая их отверждение, на основе разработанных мембранно-сорбционной технологии концентрирования и выделения радионуклидов из низко- и среднеактивных водных сред различной минерализации и технологии цементирования концентрата.

Практическое значение работы. Созданы композиционные сорбционные материалы, селективные к ряду наиболее информативных для радиохимического контроля ЯЭУ и наиболее радиационно опасных радионуклидов, таких как "Иа, 89'903г, ш"1351, 137Сз, 210Ро, 241 Ат, 239Ри и других.

Разработан комплекс унифицированных методик индивидуального, группового и комплексного выделения радионуклидов из водных сред ЯЭУ и их последующего определения для технологического и радиационного контроля, изучения физико-химического состояния радионуклидов и путей их миграции в технологических средах. Разработано несколько модификаций унифицированных установок радиохимического анализа типа «УРАН», обеспечивающих решение всех задач технологического радиохимического контроля водных сред на ЯЭУ и АЭС. На их основе совместно со СНИИП н Пятигорским заводом «Импульс» создан промышленный радиометр РКС-02С. Разработанные методики и инструментальные средства радиохимического анализа

нспыганы и внедрены на транспортных ядерных энергетических установках, на береговых базах ВМФ, а также на Ленинградской, Нововоронежской, Курской, Чернобыльской, Игналинской АЭС, в НИТИ, во ВНИИАЭС, институте промышленной медицины, в Мурманском морском пароходстве на атомных ледоколах и на ряде других объектов атомной энергетики. Разработанные методики вошли в «Сборник методик радиохимического анализа и радиометрических измерений» и предписаны для регламентного контроля за состоянием теплообменного оборудования транспортных ЯЭУ.

Разработаны мембранно-сорбционные технологии выделения радионуклидов из технологических водных сред транспортных ЯЭУ и на их основе созданы и внедрены в практику мобильные малогабаритные модульные установки автономной переработки ЖРО низкого и среднего уровней активностей.

Разработана технология отверждения концентратов ММСУ методом цементирования.

Технологии и установки испытаны и внедрены в НИТИ им. А.П. Александрова, на береговых базах и судах атомного технологического обеспечения (ATO) СФ и ТОФ. Экономическая эффективность от внедрения новых радиохимических технологий составила около 1 млн. рублей в год на одной ЯЭУ в ценах 2005 г.

Положения, выносимые на защиту:

Методики синтеза композиционных сорбентов на основе неорганических ионитов, модифицированных политетрафторэтиленом и другими полимерами.

Условия сорбционного выделения радионуклидов из различных водных сред, образующихся при эксплуатации ЯЭУ, ЖРО и природных вод.

Общая концепция и экспериментальное обоснование экспрессного метода мембранно-сорбционного радиохимического анализа.

Комплекс методик экспрессного радиохимического анализа радиоактивных водных сред, образующихся в процессе эксплуатации ЯЭУ, и инструментальных средств автоматизации радиохимического анализа.

Результаты комплексных испытаний методов радиохимического анализа применительно к технологическим средам ЯЭУ.

Концепция автономной переработки ЖРО, образующихся в процессе эксплуатации

ЯЭУ.

Технологии сорбционной и мембранно-сорбционной очистки водных сред, загрязненных радионуклидами.

Комплексная технология автономной переработки ЖРО транспортных ЯЭУ с отверждением концентрата цементированием.

Личный вклад автора. Автор в течение 30 лет принимал непосредственное участие в проведении исследований, разработке радиохимических методик и радиохимических технологий для транспортных ЯЭУ и АЭС. Автор, как исполнитель, ответственный исполнитель, руководитель участвовал на всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации.

Апробация работы и публикации. Результаты работы докладывались на конференции по аналитической химии радиоактивных элементов (Ленинград, 1977), шестом совещании по радиохимическим и радиометрическим методам анализа объектов внешней среды (Ленинград, 1977), второй всесоюзной конференция по методам концентрирования в аналитической химии (Москва,1977), межотраслевой конференции по технологии теплоносителей и водно-химическим режимам АЭС (Ленинград, 1978), всесоюзной конференции по ионному обмену (Москва, 1979), отраслевой конференции по организации и методам радиометрического и дозиметрического контроля (Обнинск, 1979), всесоюзном научно-техническом совещании «Проблемы радиационного контроля на АЭС» (Мецамор, 1980), отраслевом совещании по радиометрическим и дозиметрическим исследованиям на АЭС (Москва, 1981), седьмом совещании по методикам радиохимических и радиометрических анализов объектов окружающей среды (Ленинград, 1982), научно-техническом совещании «Системы и средства радиационного контроля на АЭС» (Нововоронежская АЭС, 1984), второй всесоюзной конференции по аналитической химии радиоактивных элементов (Москва, 1986), третьем всесоюзном научно-техническом совещании по метрологии ионизирующих излучений (Ленинград, 1991), постсимпозиуме менделеевского съезда (Москва-Обнинск, 1993), пятой международной научно-технической конференции Чернобыль-96 «Итоги 10 лет работы по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС» (Зелёный Мыс, 1996), международной конференции европейского ядерного общества «Demonstration the Practical Achievement of Nuclear Waste Management and Desposal. Topseal 96 (Стокгольм, 1996), международной конференции «Радиационные отходы. Хранение, транспортировка, переработка. Влияние на окружающую среду и человека (С-Петербург, 1996), научно-техническом семинаре «Применение новейших мембранных технологий в промышленности и экологии (Москва, Владимир, 1997), международной конференции европейского ядерного общества «Radioactive Waste Management: Commitment to The Future Environment.Topseal 99 (Антверпен, 1999), третьей

Российской конференции по радиохимии. Радиохимия-2000 (С-Петербург, 2000), четвёртой ежегодной конференции международного чернобыльского центра (Славутич, 2000), третьей международной конференции «Радиационная безопасность, транспортирование радиоактивных материалов «Атомтранс 2000» (С-Петербург,2000), международной конференции «Корабельная энергетика, радиационная и химическая безопасность, ВОКОР-2000» (С-Петербург, 2000), на VII и VIII Международных конференциях «Безопасность ядерных технологий» (С-Петербург (2004, 2005), на III и IV международных научных семинарах «Научные проблемы и нерешённые задачи утилизации кораблей с ЯЭУ и экологической реабилитации обслуживающей инфраструктуры» (Москва, 2002, 2004).

По теме диссертации опубликовано 60 печатных работ, включая 2 монографии, 41 статью в отечественных и зарубежных изданиях, 19 авторских свидетельств и патентов, а также 88 отчетов о НИР.

Структура и объём диссертации. Диссертация состоит из двух томов. Том 1 состоит из введения, 7 глав, выводов. Работа изложена на 451 странице, включая приложения, содержит 61 рисунок, 94 таблицы, список литературы из 274 наименований. Приложения (том 2) включают в себя: 1 - Описание устройств радиохимического анализа; 2 - Описание комплексной технологии и устройств переработки ЖРО; 3 - Свидетельства метрологической аттестации, сертификаты соответствия; 4 - Акты внедрений, протоколы испытаний, акты использования изобретений.

Основное содержание работы

При эксплуатации и выводе из действия ЯЭУ возникает целый ряд радиохимических проблем. Первая группа проблем связана с необходимостью обеспечения радиохимического контроля. Вторая — с потребностями в совершенствовании существующих и в создании новых технологий переработки радиоактивных отходов, возникающих в процессе работы ЯЭУ.

К проблемам в области радиохимического контроля относятся наблюдения за эффективностью работы барьеров безопасности (контроль герметичности оболочек тепловыделяющих элементов, контроль герметичности парогенераторов), защита персонала и населения (радиоэкологический контроль в соответствии с требованиями международных и национальных норм радиационной безопасности), а также наблюдения за технологическими процессами (за работой теплообменного оборудования, барабан-сепараторов на реакторах кипящего типа, установок спецводоочистки).

Вторая группа проблем связана с тем, что накапливающиеся в процессе эксплуатации ЯЭУ жидкие радиоактивные отходы должны быть переработаны до состояния,

обеспечивающего возможность их безопасного захоронения. Принятая до недавнего времени концепция обращения с ЖРО, заключавшаяся в их накоплении и в последующей транспортировке к местам централизованной переработки, оказалась неприемлемой, как с экономической, так и с точки зрения радиационной безопасности, так как в процессе транспортировки ЖРО трудно полностью исключить попадание радионуклидов в окружающую среду. Поэтому помимо необходимости в совершенствовании самих радиохимических технологий переработки ЖРО в проблеме обеспечения безопасной эксплуатации ЯЭУ возникла необходимость в обосновании новой концепции обращения с ЖРО, образующимися в процессе их эксплуатации, и в создании технологий переработки, адекватных этой концепции. Решению вышеперечисленных проблем и посвящена представляемая работа.

1. Состояние проблемы радиохимического контроля и переработки ЖРО ЯЭУ

На момент начата настоящей работы для определения радионуклидного состава радиоактивных примесей в технологических средах ЯЭУ, начиная с водных теплоносителей первого контура и заканчивая ЖРО, преимущественно применялись длительные рутинные методики радиохимического анализа, включавшие раздельные операции выделения радионуклидов и приготовления источников радиоактивных излучений для определения их содержания с контролем радиохимического выхода радионуклидов на всех стадиях анализа с использованием изотопных носителей. Определённым прорывом в области радиохимического контроля явилось создание метода экспрессного хроматографического радиохимического анализа (ЭХРА) [1], в основе которого заложены принципы объединения операций выделения радионуклидов и приготовления источников излучения. Но возможности предложенного метода были ограничены выделением радионуклидов-реперов состояния активных зон из теплоносителей первого контура. То есть речь шла о выделении у-излучающих радионуклидов из достаточно простой с точки зрения форм существования радионуклидов среды. Схема ЭХРА, предусматривавшая выделение радионуклидов в объёме сорбентов, исключала возможность определения таких важных Р-излучателей как о г и всех а-шлу чающих радионуклидов, где даже при наличии "/-излучения, его регистрация не может обеспечить необходимой чувствительности методик анализа. Поэтому для расширения возможностей экспрессного радиохимического анализа было необходимо найти принципиально новую общую схему выделения радионуклидов из контролируемых сред и их последующего определения.

Сложность ситуации с проблемами переработки ЖРО на момент времени включения автора работ в их решение заключалась в том, что в конце 80-х и в 90-е годы РФ столкнулась с необходимостью обвального вывода из эксплуатации атомных подводных лодок. Решение внезапно возникших проблем было резко осложнено отсутствием необходимой научно-технической базы и неподготовленностью инфраструктуры утилизации к таким масштабам работ, так как в годы бурного строительства атомного флота этим проблемам не уделялось должного внимания. Одной из сопутствующих утилизации АЛЛ проблем явилась потребность в переработке больших количеств РАО. Так суммарное количество РАО, находившихся на предприятиях Минатома на 01.01.2000 г. с учётом предшествующей деятельности, составило 8,2-1 (У Бк (2,2 млрд. Ки). Из них в виде ЖРО 7,Ь10!9Бк.

В сложившейся ситуации особую актуальность приобретает реализация новой концепции обращения с ЖРО, образующимися при эксплуатации ЯЭУ, заложенной пока только в качестве нормативного акта при проектировании новых объектов атомной энергетики. Согласно этому акту ЖРО, где бы они ни образовывались, должны быть переведены в безопасное для населения и окружающей среды состояние, контейнеризированы и транспортированы на пункт временного хранения.

Для того чтобы образующиеся при эксплуатации действующих ЯЭУ ЖРО были переведены в требуемое состояние непосредственно на месте их образования и возникла проблема создания технологий автономной переработки ЖРО.

2. Методы и инструментальные средства экспериментальных исследований, использовавшиеся материалы и реактивы

Для определения химического и фазового состава примесей в объектах исследования использовался комплекс методик, рекомендованных для технологического контроля на ЯЭУ и оригинальные методики, разработанные НИТИ, включающий: весовой (анионы, взвешенные вещества, сухой остаток, нефтепродукты); объемный -титрометрический, комплексонометрический, перманганатометрический (катионы, щелочность, кислотность, жесткость, окисляемость), кондуктометрический (солесодержание); фотоколориметрический (тяжелые металлы, СПАВ, анионы); атомно-абсорбционный (катионы металлов); потенциометрический с использованием ионселекгивных электродов (величина рН, хлорид- и фторид-ионы); радиометрический (удельная активность); альфа-, бета- и гамма-спектрометрия (идентификация радионуклидов); метод низкотемпературной сорбции азота (определения удельной поверхности сорбентов); ретгеноструктурный (фазовый состав). Радиохимический анализ

,п5г в пробах проводился различными методами в зависимости от уровня определяемой активности и содержания примесей. Дчя проведения химических и радиохимических анализов использовались реактивы квалификации не ниже ч.д.а. При исследовании природных сорбционных материалов основное внимание было удалено минеральному сырью, добываемому в Ленинградской области. В исследованиях использовали радиоактивные изотопы 18Р, 24На, 51Сг, 54'56Мп, 58'60Со, 64Сч, 65гп, 89',05г, 9^г, 95КЪ, 99Мо, |09С(1, 103'106Ки, 1,0тА& 124-1255Ь, 131"1351, 134'156',37Сз, 141'144Се, 139'14°Ва, 141Л44Се, 132Еи, Ш\У, 210Ро, 238-239240-2-"'242ри; 241-243Аш, 242Ст, а также радиоактивные водные технологические среды транспортных ЯЭУ и АЭС. Метрологические испытания разработанных методик проводили с использование аттестованных во ВНИИМ им. Д.И. Менделеева растворов ,37Сз, ш1, 905г, 242Ри и 243Аш.

3. Разработка инструментальных методов радиохимического анализа низкоактивных водных сред ЯЭУ. Расширение радиоапалитнческих возможностей ЭХРА.

Согласно основополагающей идее ЭХРА, для выделения радионуклидов из анализируемых водных сред необходимы специальные блочные сорбенты. К этим сорбентам предъявляются следующие требования:

• Они должны быть селективными к одному или нескольким радионуклидам, имеющим в анализируемой среде соизмеримые уровни активности, по отношению к другим сопутству ющим радионуклидам;

• Сорбционно-активный компонент должен быть равномерно распределён по объёму блочного сорбента;

• Сорбент должен иметь постоянную геометрическую форму и размеры [2].

Выполнение перечисленных требований гарантирует равномерное распределение выделенных радионуклидов по объёму сорбента от его лобового слоя до нижней границы, что обеспечивает возможность радиометрических измерении активности сорбентов в строго воспроизводимой геометрии.

Общим решением при синтезе подобных сорбентов является введение сорбционного модификатора в полимерную матрицу. Условия синтеза могут существенно различаться в зависимости от природы модификатора и полимерной матрицы. В качестве материала матриц были исследованы различные модификации фторопластов: фторопласты-4, 26, 40, а также пенополиуретан, волокнистый полиэтилен, целлюлоза, ацетатцаллюлоза, нитратцехтюлоза, полиамид, сополимер стирола и дивинилбензола. Из перечисленных

материалов по совокупности химических и механических свойств и пористой структуры предпочтение было отдано фторопласту-4. В этом случае введение в полимерную матрицу термостойких сорбционных материалов осуществляется путём их непосредственного спекания с полимеризационным порошком ГГТФЭ. Для получения сорбентов на основе нетермостойких сорбционных материалов была предложена технология двухстадийного синтеза. В этом случае с полимеризационным порошком спекали один из термостойких реагентов, используемых при синтезе неорганического ионита. Полученный промежуточный продукт разматывали и подвергали обработке раствором второго реагента, необходимого для получения ионита. Выбор сорбционно-активных компонентов блочных сорбентов осуществлялся на основании анализа радионуклидного состава технологических водных сред ядерных энергетических установок, включая теплоносители первого и второго контуров с различными водно-химическими режимами, воду бассейнов выдержки отработанного топлива, жидкие радиоактивные отходы и природные воды с учетом типичных уровней активности в них каждого радионуклида. Сорбционно-активные материалы для выделения определённых радионуклидов выбирались на основании литературных данных и результатов собственных исследований в области выделения радионуклидов на неорганических сорбентах. С ориентацией на решение всего комплекса задач радиохимического анализа водных технологических сред ЯЭУ в качестве объектов исследования в роли основных компонентов сорбентов были выбраны: ферроцианид кобальта-калия (ФЦ), фосфоромолибдат аммония (ФМА), сурьмяная кристаллическая кислота (СКК), кремнесурьмяные (КС), кремнесурьмянофосфорные иониты (КСФ), сульфат бария, активированный кальцием (СБК), сульфид железа (СЖ), диоксид циркония (ДЦ), гидроксид марганца (ГМ), элементарные медь, серебро и висмут, а также экстрагенты: ди-2-этилгексилортофосфорная кислота (Д2ЭГФК), триоктиламин (TOA), трибу тилфосфат, гелевые синтетические ионообменные смолы сульфокатионит КУ-2-8чс, анионообменник АВ-17-8чс и природные сорбционные материалы: цеолиты, клиноптилолиты, бентониты и другие (табл.1).

При анализе природных вод помимо различных сочетаний перечисленных выше сорбентов дополнительно использовались сорбенты для выделения органических форм радионуклидов на основе различных углеродных материалов: БАУ, сульфоугля, углеродистой ткани «Бусофит».

Таблица 1. Блочные сорбенты на основе пористого политетрафторэтилена.

Название и Сорбционно- Выделяемые Размеры Объём Скорость

условное обозначение активныб компонент радионуклиды блочного сорбента, пробы, л фильтрации,

сорбента или экстрагент высота - Ь, диаметр -с!, мм см/мин

И с!

Механический адсорбированные 05 25 1 5

фильтр (МФ) - взвесями и коло-идами 51Сг, 54Мп, 18 05 25 70 1 2 5 40

59Ре,60Со, 10611и 18 80 40 50

Триоктиламин (ТОА) (СЛЬЬМ 18Р, 51Сг,99Мо,131-1351 , 187\У 18 05 18 25 70 80 1 2 40 5 40 50

Ди-2-этил-гексилортофос-форная кислота (Д2ЭГФК) [(СбП12), (С2ВД2ОЬ РО(ОН) 54Мп, 59Ре, 60Со, 652П!90.9!,925Г; 139Ва, 144Се, 18 25 1 5

Сурьмяная кристаллическая кислота (СКК) ШЬОз 24Ка, «^.""Ва, 144Се 18 05 18 25 70 80 1 2 40 5 40 50

Ферроцианид калия, кобальта (ФИО Со, КРс(СМ)6 60Со,134Д37Сз 18 05 18 25 70 80 1 2 500 5 40 50

Сульфид железа (СЖ) РеБ -чМп,мРе,6(,Со, 65гп 18 18 25 80 1 40 5 50

Мелкодисперсное серебро (С) А8 131-13.^ 05 25 1 5

Сульфат бария-кальция (СБК) Ва(Са)504 905г, 139Ва, 18 40 25 50 1 40 5 50

Диоксид циркония (ДЦ) гю21ьо 18 25 1 5

Схема ЭХРА предусматривает ряд последовательных операций.

Во-первых, в пробу анализируемой среды вводятся реагенты, необходимые для стабилизации выделяемых радионуклидов в определённых химических формах и одновременно для создания условий их селективного выделения соответствующими сорбентами. В первоначальной схеме анализа теплоносителей первых контуров ЯЭУ в качестве корректирующих растворов использовалась муравьиная кислота, добавляемая в количестве, необходимом для создания рН=2. Добавка НСООН решала проблему восстановительной среды для перевода всех форм йода в форму йодида и одновременно кислотности, достаточной для перевода лабильных форм продуктов гидролиза в ионные формы и предотвращения соэкстракции радионуклидов Эг и Ва Д2ЭГФК одновременно с выделением в этот экстрагент радионуклидов РЗЭ. При этой же кислотности обеспечивалось

выделение радиону клидов Sr и 13а на последнем сорбенте - сульфокатионите КУ-2. В дальнейшем с целью упразднения процедуры корректировки состава пробы в качестве корректирующей добавки был выбран сульфитно-ацетатный буферный раствор, добавка которого обеспечивала создание рН-3, при котором радионуклиды Sr и Ва выделялись на сорбенте с Д2ЭГФК вместе с РЗЭ, имеющие меньшую активность и не мешающие их определению.

Во-вторых, фильтрацию откорректированной по составу пробы анализируемой среды через систему из последовательно установленных в сорбционной колонке блочных сорбентов. Причем порядок их расположения предполагает выделение радионуклидов в последовательности уменьшения их удельной активности в анализируемой среде. Выполнение этого условия делает незначительными эффекты случайных загрязнений предварительно расположенных по направлению фильтрации пробы сорбентов несорбируемыми ими радионуклидами, выделяемыми на нижеследующих слоях сорбентов.

С учётом вышеупомянутого требования уменьшения объёмной активности выделяемых радионуклидов порядок расположения блочных сорбентов в схемах радиохимического анализа различается в зависимости от объектов анхтиза:

- для контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ЯЭУ используются четыре блочных сорбента - МФ, TOA, Д2ЭГФК и ФМА, перечисленные в порядке их расположения в сорбционной колонке;

- для контроля герметичности теплообменного оборудования ЯЭУ: четыре блочных сорбента - ДЦ, Д2ЭГФК, С и ФМА;

- для контроля влажности пара реакторов кипящего типа: два блочных сорбента - ФМА и СКК;

- для контроля водных сбросов АЭС: три блочных сорбента - СКК, ФЦ и TOA;

- для контроля ЖРО: четыре блочных сорбента - МФ, СЖ, ФЦ и СБК. Приведённый порядок расположения сорбентов гарантирует максимальную

радиохимическую чистоту получаемых источников излучений. Так МФ, изготовленный из ПТФЭ в методике контроля герметичности ТВЭЛ обеспечивает фильтрационное выделение активированных продуктов коррозии, активность которых при герметичных оболочках ТВЭЛ превышает активность радионуклидов-продуктов деления. Следующий сорбент -TOA, обеспечивает количественное выделение радионуклидов йода, определяющих активность ПД, чго исключает загрязнение ими расположенных далее сорбентов для выделения радионуклидов стронция, бария и цезия, имеющих более низкие уровни активности.

При контроле герметичности теплообменного оборудования первым в сорбционной колонке на ДЦ выделяется радионуклид 18Р, определяющий активность теплоносителя первого контура и, соответственно, являющийся репером для фиксации его протечек. Радионуклидом репером при контроле влажности пара реакторов кипящего типа является

Чтобы обеспечить максимальную радиохимическую чистоту его препарата, выделяемого на СКК, перед ним устанавливается сорбент ФМА для предварительного отделения радионуклидов цезия, которые могли бы адсорбироваться на СКК вместе с Исходя из опыта контроля водльгх сбросов АЭС для определения присутствующих в них радионуклидов, первым устанавливается сорбент на основе СКК. Он одновременно выполняет функции механического фильтра для суммарного выделения взвесей и коллоидов активированных ПК и всех радионуклидов, присутствующих в катионных формах, кроме цезия. Для их последующего выделения далее устанавливается ФЦ и, наконец, для выделения радионуклидов йода и других радионуклидов, присутствующих в анионных формах - ТОА. Исследования радионуклидного состава и форм существования радионуклидов в ЖРО с различной историей образования и хранения привела к созданию дополнительных сорбентов, таких как модифицированные сульфидом железа и сульфатом бария, активированным кальцием. Первый потребовался для обеспечения полноты выделения ионных форм ПК, а второй для выделения радионуклидов стронция. Предпочтительный порядок их расположения указан выше.

При переходе к решению радиоэкологических задач - контролю содержания радионуклидов в природных водах во внимание, в первую очередь, были приняты низкие уровни активности определяемых радионуклидов, которые сделали предпочтительной решение задачи суммарного концентрирования всех у-излучающих радионуклидов. Для одновременного выделения всех у-излучающих радионуклидов предложен композиционный сорбент-коллектор. Сорбент-коллектор гамма-излучающих радионуклидов представляет собой трехкомпонентную композицию: сульфид железа — для выделения катионных форм радионуклидов халькогенидных элементов (54Мп, 59Ре, 60Со, и т.п.), ферроцианид

кобальта-катия для выделения 134,шСз и анионит АВ-17 для выделения анионных форм радионуклидов 51Сг, ш1, 187\У и т.п. Вслед за композиционным сорбентом устанавливается специальный сорбент для выделения стронция на основе СБК.

Определение у-излучающих нуклидов проводится прямым измерением радиоактивности сорбента-коллектора на полупроводниковом гамма-спектрометре. Определение стронция - путем его элюирования из второго сорбента и измерением бета-активности препарата, приготовленного из элгоата.

При анализе природных вод, в которых маловероятно присутствие лабильных форм радионуклидов, исключается операция предварительной корректировки состава анализируемой пробы. Вместо этого особое внимание уделяется отдалению взвесей, эмульсий и метаалоорганических соединений природного и техногенного происхождения.

Для этого в схему анализа включаются дополнительные операции предфильтрации пробы (табл. 2).

Таблица 2. Последовательность операций ЭХРА природных вод

№ п/и Применяемые фильтры, расположенные по ходу движения анализируемого раствора Назначение Состав фильтров

1 Фильтр грубой очистки Выделение радионуклидов мСг, 34Мп, ^е, 58,60Со, 64Си, б5гп, игг, 95мь, 103.106Ки> 109С(1( 110дё) 124,125^ 131^ 134,136,137С!5> 141.144СС) адсорбированных на взвесях органического и неорганическог о происхождения Микрофильтрационная мембрана с диаметром пор 10 мкм

2 Фильтр тонкой очистки Микрофильтрационная мембрана с диаметром пор 0,45 мкм

3 Фильтр-адсорбер Выделение комплексных соединений радионуклидов 51Сг, 54Мп, 59Гс, 58'60Со, Си, 65гп, 95гг, 95мь, 1М',0611и, 10,С(1, 110А8, 124 125ЗЬ, 13'1,134'Ш-ШСК> 14!'144Се с растворенными органическими веществами (РОВ) техногенного и природного происхождения Уголь БАУ, ткань "Бусофит"

4 Фильтр патрон с сорбентом-коллектором для гамма-излучающих радионуклидов Выделение гамма-излучающих радиону клидов, находящихся в ионной форме 51Сг, 54Мп, "Ь'е, 58Ж1Со, 64Си, 65гп, 95М>, 103-106ки, 109С(1, 110А(?1 124.125^ 131Т 134.136.137^ 141,144^ СЖ, ФЦ, АВ-17

5 Стронциевый сорбент Выделение ' йг, находящегося в ионной форме СБК

После завершения фильтрации измеряются у-спектры излучения всех фильтров и сорбентов. По результатам измерений вводятся дополнительные поправки к результатам

измерений "/-излучающих радионуклидов на сорбенте-коллекторе. Собственная погрешность у-спектрометрических измерений сорбента-коллектора малозначима. На рис.1 представлена зависимость основной погрешности - среднего квадратичного отклонения 8Г (А;) при определении радионуклидов из результатов измерений сорбента-коллектора на детекторе ДГДК-100 при времени экспозиции 90 минут. Испытания показали, что при предельном объёме пробы 500 л предел обнаружения радионуклидов составляет от 0,1 до 0,01 Бк/л.

¡3,,% 60 50 40

МО"1 МО"2 110'

А,;, Бк/я

Рис.1. Зависимость относительного среднего квадратичного отклонения 5Г методики определения у-шлучающих радионуклидов от значений их объёмной активности Аоб

Методика, разработанная для анализа природных вод, оказалась достаточно универсальной и позволяет анализировать ЖРО. Причём она особенно привлекательна для ЖРО, загрязнённых нефтепродуктами. Помимо получения информации об общем содержании радионуклидов в анализируемых средах методика позволяет оценивать их распределение между различными формами существования в этих средах. Данные о типичном для ЖРО распределении радионуклидов между различными химическими

формами приведены в табл. 3.

Таблица 3. Типичное для ЖРО распределение радионуклидов. образуюи\ихся в ЯЭУ, между различными химическими формами

Радионуклид Объемная Химическне формы радионуклидов

активность Адсорбиро- Комплексы Ионные

исходной пробы, ванные на с РОВ,% формы, %

(Бк/л) взесях, %

мМп (3,5 ± 0,3)-10" 68-82 3-7 15-25

м1Со (2,4 ± 0,3)-102 45-65 2-10 33-45

vuSr (5,2 ±0,4)-10 2 2-15 Не обнаружено 85 - 88

1(ltRu (5,2 ± 0,2)-10' 100 Не обнаружено Не обнаружено

1J4Cs (3,3 ± 0,4)-101 25-30 Не обнаружено 65-70

шСз (2,6 ± 0,7)-10J 25-30 Не обнаружено 65 - 70

144Ce (1,6±0,1)-10- 100 Не обнаружено Не обнаружено

Аналогичные данные с помощью рассматриваемой методики были получены и для

природных вод. Так, испытания методики на речной воде показали, что при общем содержании гумусовых и фульвокислот 200 мг/л 60Со, 54Мп распределяются между тремя 4>ильтрами: фильтром тонкой очистки, фильтром адсорбером и фильтр-патроном с сорбентом коллектором. При этом в комплексы с РОВ в природных водах связанны от 50 до 90% активированных продуктов коррозии. Независимо от объектов анализа максимальной

сорбционной способностью к растворённым органическим комплексным соединениям радионуклидов обладают угли БАУ и углеродная ткань "Бусофит".

Для доказательства правильности результатов анализа, полученных с помощью разработанной методики, были проведены её испытания в сравнении с традиционными аттестованными методиками анализа на принципах выделения радионуклидов методами соосаждения [3] и выпаривания [4]. При проведении более 100 параллельных анализов в рамках регулярного регламентного контроля было показано, что сравниваемые методики не отличаются по воспроизводимости результатов, т.е. являются равноточными (табл. 4).

Средний радиохимический выход стронция по разработанной сорбционной методике составляет 80%, по осаднтельной и выпарной - не более 60%. Разработанная методика контроля низкоактивных водных сред АЭС позволила существенно упростить и автоматизировать проведение радиохимического анализа. Она рекомендована в качестве основы при разработке автоматизированного анализатора у-излучающих радионуклидов и стронция в низкоактивных водных средах. С использованием разработанной методики проведены комплексные обследования сложных объектов: при очистке и удалении ЖРО с опытового судна «Кит» на Ладожском озере, хранилищ ЖРО ЧАЭС перед проектированием завода по переработке РАО, бассейнов выдержки ОТВС наТОФ и СФ, танкеров наливного типа и плавмастерских на ТОФ.

Таблица 4. Результаты сравнительных испытаний разработанной сорбционной методики (1) и традиционных методик радиохимического анализа на принципах соосаждения (2) и выпаривания (3)

Определяемый радионуклид "вг 137Сз

Диапазон определяемых концентраций (п-10"3 Бк/л) 0,2 - 0,5 0,3 - 10 0,2 - 2,4 0,3-1,9 0,5 - 5,6 40- 131 0,2 - 5,4

Сравниваемые методы 2 и 3 1 и 3 2 и 3 1 иЗ 1 иЗ 1 и 3 1 иЗ

Дисперсия парных измерений 0,876 0,680 1,050 0,714 1,610 0,378 0,487

^ ЖОП. 1,653 0,059 0,697 3,600 1,640 0,329 0,351

1габл (Р ~ 0,95) 2,030 2,060 2,042 3,922 2,060 2,060 2,103

4. Разработка общих принципов экспрессного мембранно-сорбционного радиохимического анализа и методов радиохимического контроля на его основе.

Следующим шагом в развитии ЭХРА на принципах сорбционных методов явился поиск универсатьных методических решений совмещения операций выделения радионуклидов и приготовления источников излучения для измерения их а- и р-активности.

Таким решением явился метод ЭМРА, основанный на выделении радионуклидов на импрсгнированных сорбентами пористых мембранах.

Важнейшим этапом работы в данном направлении явился выбор материала основы таких мембран и условий их модифицирования, обеспечивающих получение сорбционных мембран с незначимо малыми коэффициентами самопоглощения регистрируемого излучения выделенных на мембранах радионуклидов. В качестве основы сорбционных мембран исследовали выпускаемые промышленностью различные пористые плёнки. Наиболее предпочтительными оказались ацетатцеллюлозные мембраны.

Для получения мембран, обеспечивающих возможность выделения из водных технологических сред ЯЭУ радионуклидов 238'239240-241-42ри1 243Дт, 242Ст, пористые основы мембран импрегнировати гидратированным оксидом марганца (мембраны типа «МИГОМ»).

радионуклидов йода в качестве импрегнирующего компонента использовали мелкодисперсное элементарное серебро (мембраны «МИС»), Независимо от солевого состава водных сред коэффициенты самопоглощения а-излучения на обоих типах мембран не превышали 5 %. Сопоставление а-спектров-источников, полученных выделением 2|0Ро на серебряном диске и на серебросодержащей мембране, показато, что полуширина пика в первом случае составляет 64 кэВ, а для серебросодержащей мембраны - 84 кэВ (рис. 2). Наблюдаемое уширение пика для решения оперативных аналитических задач можно считать несущественным.

------- - А, имп/сск

/ I

I :

, 1АШ/ / Т и и 1-,

! -----------••• • кэВ

Рис.2. Сравнение спектральных распределений 2,пРо при его выделении на серебряных дисках (а) и на серебросодержащих мембранах (б)

Вполне закономерно ещё меньшим оказался вклад самопоглощения при

приготовлении источников (3-излучения. В этом случае помимо мембран «МИС» для

выделения и р-радиометрического определения радионуклидов йода были разработаны

селективно поглощающие радионуклиды 134 137С'з мембраны «МИФ», импрегнированные

ферроцианидом калия-кобальта. Коэффициент самопоглощения р-излучения составляет сотые доли процента, что значительно меньше случайной погрешности радиометрических измерений и поэтому не учитывается при расчётах определяемой объёмной активности выделенных на мембранах «МНС» и «МИФ» радионуклидов.

5. Разработка инструментальных средств автоматизации радиохимического

анализа.

Для автоматизации экспрессного радиохимического анализа на принципах совмещения операций выделения радионуклидов и приготовления источников радиоактивных излучений было разработано несколько типов Установок Радиохимического Анализа УРАН («Уран-05М», «Уран-07», «Уран-013», которые могут быть установлены как в лабораториях, так и непосредственно на линиях пробоотбора технологических сред, включая пробоотборные линии первого контура и линии водных сбросов АЭС, а также -блоков выделения радионуклидов БХ-138, фильтродержателей ФД-70 и ФД-35.

Их конструкции различаются в зависимости от автоматизируемой методики анатиза. Разработанные установки для сорбционного выделения радионуклидов включены в состав промышленно выпускаемых корабельного радиометра РКС-02С и автоматизированного рабочего места радиохимического контроля для АЭС (АРМ РХЛ).

6. Совершенствование и разработка новых технологий переработки ЖРО,

образующихся на транспортных ЯЭУ.

Полученные в процессе разработки и испытаний методов радиохимического контроля технологических сред ЯЭУ данные об их радионуклидном составе и формах нахождения в них радионуклидов были использованы при разработке автономных технологий переработки ЖРО. Одновременно внимание было обращено на экономические факторы, включая пракгическую доступность предлагаемых решений условиям базирования объектов с ЯЭУ.

6.1 Сорбционная технология очистки воды, загрязнённой преимущественно радионуклидами стронция и цезия

При разработке технологий очистки радиоактивно загрязненных водных сред исходной предпосылкой служили сведения о радионуклидах, преимущественно присутствующих в них, и уровнях их активности. Одной из самостоятельных проблем явилась очистка воды бассейнов выдержки ОТВС. Вода бассейнов выдержки отработанного топлива относится к числу водных сред с наиболее высоким уровнем радиоактивных загрязнений (до 1-ю' Бк/л). Активность воды бассейнов выдержки отработанного топлива

транспортных ЯЭУ определяется, в основном, радионуклидами 903г и '"Се, причём на долю первого приходиться 80-90% всей активности. Радионуклидный состав подлежащей переработке воды определяет подход к выбору сорбентов для загрузки фильтров её очистки. Дополнительно в рассматриваемом случае приходится принимать во внимание возможность попадания в бассейн выдержки транспортной ЯЭУ морской или пресной воды. Поэтому при выборе соотношения и состава ингредиентов для загрузки фильтров сорбционной очистки дополнительно исходили из условия, что работа фильтров должна быть наиболее эффективной по отношению к стронцию и цезию и в максимальной степени независима от солесодержания. Дня автономных технологий, призванных работать на объектах с ЯЭУ наиболее рациональным является использование технологий и материалов, постоянно применяемых при их эксплуатации. К таким технологиям в первую очередь относится ионообменная деионизация воды на фильтрах со смешанной загрузкой (катионит КУ-2-8чс в 11'-форме и анионит АВ-17-8чс в ОН" -форме), применяемая для водоподготовки и очистки теплоносителей вторых контуров. К тому же известно, что иониты в фильтрах вторых контуров, как правило, за межперегрузочный период не вырабатывают свою обменную ёмкость и могут утилизироваться для использования в технологиях переработки воды бассейнов выдержки ОТВС. Но использование частично отработанных или даже исходных ионитов, применяемых для деионизации воды, при решении обсуждаемой проблемы неэффективно, поскольку из двух ингредиентов загрузки фильтров только катионит КУ-2 обеспечивает выделение из воды радионуклидов цезия и стронция, присутствующих в воде в катионных формах. Но и сульфокатионит обеспечивает эффективное выделение только радионуклидов стронция. Динамическая обменная ёмкость ионообменных фильтров по отношению к цезию, особенно при высоком солесодержании воды, ничтожно мала. Поэтому при ориентации на ионообменные смалы, как сорбенты для очистки воды от цезия, было необходимо найти способ их модифицирования, который позволил бы повысить эффективность извлечения цезия из растворов. Найденное решение заключалось в модифицировании смешанной шихты из катионита в Н —форме и анионита в ОН"-форме последовательной обработкой растворами ферроцианида калия и сульфата никеля. Сорбционная способность полученных после такой обработки фильтрующих материалов по отношению к цезию существенно выше, чем смеси ионитов, предварительно раздельно обработанных этими же растворами. Лабораторные испытания полученных по предложенной технологии сорбентов показали, что они обеспечивают эффективное выделение цезия из водных растворов даже при высоком солесодержании (до 35 г/л по №С1). Результаты сравнительных испытаний фильтров с ионитами, обработанными по

разным вариантам технологии их модифицирования, на воде бассейнов выдержки ОТВС приведены в табл. 5. В качестве критерия сравнения выбраны величины коэффициентов очистки воды по цезию.

Коэффициент очистки КоЧ определялся как отношение объёмных активностей по '"Сэ исходной воды и фильтрата:

К„ч = Ао/Аф,

где Ао - объемная активность исходного раствора, Бк/л;

Аф - объемная активность фильтрата, Бк/л.

Таблица 5. Эффективность фильтров очистки воды бассейнов выдержки ОТВС по 137 С.ч в зависимости от технологии модифицирования ионитов 0,5М растворами ферроцшнида никеля-калия и сульфата никем.

Состав загрузки фильтров Технология модифицирования ионитов Коч

КУ-2 Не обработан 60

АВ-17 Не обработан -

КУ-2 + АВ-17 (1:1) Обработаны раздельно, затем смешаны 25

КУ-2 + АВ-17 (1:1) Обработана смешанная шихта 1500

При окончательном выборе состава загрузки фильтров учитывалась необходимость присутствия в её составе катионита КУ-2 в I Г-фор че для удаления радионуклидов стронция. Экспериментально установлено, что содержание модифицированной шихты в фильтре может варьировать от 10% до 20%. При содержании менее 10% процесс очистки будет лимитировать проскок 137Св. При её содержании более 20% лимитирующим становится проскок по '"Бг. Оптимальное с точки зрения эффективности очистки воды от долгоживущих радионуклидов 405г и '"Сй соотношение ингредиентов: 85% смеси сульфокатионита КУ-2 в Н1-форме и анионита АВ-17 в ОН" -форме, взятых в соотношении 1:1, и 15% смеси КУ-2 и АВ-17, подвергнутых модификации по предложенной схеме.

При применении фильтра, в котором часть шихты обработана ферроцианидом калия и сульфатом никеля, эффективность очистки воды от радионуклидов стронция и цезия практически не зависит от солесодержания вплоть до уровней, близких к морской воде. При возникшей необходимости включения фильтров сорбционной очистки, функционирующих по предложенной схеме очистки природных вод, учитывалась возможность их загрязнения нефтепродуктами. Подобная задача, в частности, возникла при подъёме «опытового» судна «Кит», затонувшего в Ладожском озере. Для того, чтобы избежать блокировки частиц ионитов нефтепродуктами в технологическую схему очистки воды по аналогии с методиками её радиохимического анализа дополнительно включали фильтры, загруженные

активированным углем БАУ, Это позволило одновременно повысить эффективность очистки воды на ионообменных фильтрах и увеличить ресурс их работы.

В плане комплексного решения проблем сорбционной очистки воды и последующего захоронения концентратов внимание было обращено на экологические факторы и совместимость технологий очистки и отверждения концентратов. Условиям повышения экономической эффективности очистки снижением скорости выщелачивания радионуклидов при отверждении концентратов методом цементирования в максимальной степени соответствуют природные сорбенты. В сферу изучения входили наиболее распространенные минералы и продукты их переработки. Основное внимание было уделено минеральному сырью, добываемом}' в Ленинградской области. По результатам исследования сорбции радионуклидов в статических условиях отобраны три наиболее перспективных сорбента для динамических испытаний: кембрийская глина, бокситовый шлам и доломит.

6.2 Автономная мембранно-сорбционнаи технология переработки ЖРО ЯЭУ

С учётом опыта разработки методов выделения радионуклидов, с целью определения их содержания дальнейшие поиски технологических решений проблем автономной переработки ЖРО были продолжены по пути создания комбинированной мембранно-сорбционной технологии. Жидкие радиоактивные среды транспортных ЯЭУ в реальных условиях не имеют регламентированного физико-химического состава. Как правило, они представляют сложную трехфазную систему, включающую водную фазу с солесодержанием от 0 до 5 г/л, а с учетом возможности их разбавления морской водой и выше, взвеси и нефтепродукты. Состав водной фазы определяется, как правило, ионами натрия, калия, магния, кальция, хлора, компонентами отработанных дезактивирующих растворов различных рецептур, корректирующих и консервирующих добавок в технологические среды ЯЭУ. Взвеси и отложения формируются из гидроксидов железа, солей жесткости и илов органического и неорганического происхождения. В ЖРО может присутствовать до 20 радионуклидов таких как 51 С>, 34Мп, 39Ре, 5адоСо, 64Си, '57п, 95гГ, "5МЬ, тСй, 110А&

ШД255Ь, ш1, 1М'п<Ш7С8, 14|'144Се в различных физико-химических формах. Радионуклидный состав определяется в основном наиболее радиотоксичными ну клидами 903г и 137С5, и в меньшей степени б0Со (до 2%), 114С^ (до 1,5%), 54Мп (менее 1%). Состав нефтепродуктов определяется в основном маслами, используемыми для смазки насосных агрегатов. Обследования ЖРО на флоте показали, что отходы являются потенциально опасными не только из-за их радиоактивности, но и из-за присутствия в них токсичных химических веществ. В некоторых случаях содержание нефтепродуктов и тяжелых металлов, таких как

кадмий, свинец, хром и другие, превышает предельно-допустимую концентрацию, разрешенную для сброса, в десятки и сотни раз.

На основании результатов обследования одного из типичных хранилищ ЖРО установлено, что в трехфазной системе вода — донные отложения — нефтепродукты радионуклиды распределены неравномерно. Максимальную удельную активность имеют донные отложения. В распределении радионуклидов между фазами по абсолютному содержанию, за счет большого количества водной фазы, она оказывается определяющей по содержанию радионуклидов (86%), по сравнению с донными отложениями (13,5%) и нефтью (0,5%).

Полученные данные о фазовом и рационуклидном составе типичных для ЖРО транспортных ЯЭУ позволили подойти к выбору адекватных технологий дня их автономной переработки. Их сравнительно низкая удельная активность в сочетании с физико-химическим составом делает неоправданным применение традиционных выпарных технологий. Высокое содержание в этих ЖРО хлоридов вызывает при дистилляции повышенную коррозию оборудования. Наличие значительного количества синтетических ПАВ, нефтепродуктов и К1Ь приводит при упаривании к загрязнению ими конденсата из-за вспенивания и летучести, а высокая жесткость - к отложению солей жесткости и взвесей на греющих поверхностях выпарного аппарата.

Технология сорбционной очистки привлекает простотой технологических операций, компактностью оборудования и возможностью автоматического управления процессом, но её возможности объективно ограничены присутствием примесей, которые могут влиять на гидродинамическую проницаемость фильтров и доступность поверхности частиц сорбентов для ионов, присутствующих в воде. К числу таких примесей относятся взвеси минерального и биологического происхождения и нефтепродукты. Кроме того, необходимо принимать во внимание низкую "шламовую ёмкость" ионообменных фильтров и, соответственно, ограниченные возможности выделения радионуклидов, присутствующих в ЖРО во взвешенном состоянии. В первую очередь это относится к активированным продуктам коррозии.

В основу комплексной технологии автономной переработки ЖРО ЯЭУ была положена идея последовательного выделения радионуклидов на мембранных фильтрах и селективных сорбентах, ранее реализованная в методиках радиохимического анализа Но при этом принималось, что если для методик радиохимического анализа достаточно использования микрофильтров и селективных сорбентов обеспечивающих полноту выделения 99% радионуклидов, то для радиохимических технологий очистки ЖРО

обязательным условием эффективной работы, обеспечивающей снижение содержания радионуклидов в фильтрате до уровней нормативных требований на сброс, требуется полнота выделения 99,9999 %. С учётом этих более жёстких требований предлагаемая схема очистки ЖРО включает весь комплекс баромембранных методов: микро-, ультрафильтрации и обратного осмоса, в дополнение к разработанной ранее технологии сорбционной очистки ЖРО на ионообменных смолах. Согласно основополагающей идее в этом случае на стадиях микро- и ультрафильтрации должно обеспечиваться удаление взвешенных и коллоидных форм примесей, снижающих эффективность работы ионообменных фильтров, и одновременно должны выделяться радионуклиды, присутствующие в этих формах. Обратный осмос позволяет наряду с частичным отделением ионных форм радиону клидов существенно уменьшить минерализацию воды, что создаёт предпосылки для последующей более эффективной очистки мембранного фильтрата на ионообменных фильтрах. При этом обратноосмотическая фильтрация обеспечивает очистку воды и от растворённых органических примесей, что повышает эффективность очистки воды от радионуклидов, связанных органическими примесями.

Для практической реализации выбранных решений на стадии лабораторных исследований была экспериментально проверена эффективность очистки микрофильтрацией, ультрафильтрацией и обратноосмотической деминерализацией ЖРО. На основании проведённых исследований выбрана окончательная схема процесса переработки ЖРО и конструкция модульной мембранно-сорбционной установки (ММСУ) (рис.3).

Рис.3. Принципиальная схема модульной мембраппо-сорбционной установки ММСУ д.пя автономной переработки ЖРО

Предварительные испытания, проведенные во ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова», показали, что ММСУ производительностью 0,5 м\'час обеспечивает очистку ЖРО с солесодержанием до 10 г/л и удельной активностью до 3,7-104 Бк/л до санитарных норм, допускающих слив очищенной воды в открытые водоемы.

При проведении промышленных испытаний технологии переработки были взяты ЖРО из танков танкера нативного типа Тихоокеанского флота, используемого для хранения и транспортирования ЖРО. Содержание морских солей в ЖРО достигало 20 г/л, на поверхности отмечалась масляная пленка нефтепродуктов (турбинное и трансформаторное масла, мазут и нефть), а на дне наблюдались отложения продуктов коррозии. Объемная активность ЖРО по Р-излучающим нуклидам достигала 2,0-104 Бк/л и определялась в основном 137С5, 903г, 60Со. Объемная активность а-излучающих нуклидов достигала 1,5-103 Бк/л, а активность донных отложений за счёт сконцентрированных в них а-излучаюших нуклидов - 1,3 МБк/кг. При проведении промышленных испытаний ММСУ эффективность работы установки оперативно контролировалась модулями химического, у- и р-спектрометрического контроля исходной и финишной воды. Результаты испытаний, проводившиеся в 1998-2004 гг., приведены в табл. 6.

Таблица 6. Данные радиохимического контроля процесса очистки ЖРО на ММСУ.

Параметры, единицы измерения Радионуклиды

•Ъг Со Мп1

Объемная активность исходных ЖРО, Бк/л 310-460 4800-5600 90-110 0,7

Индекс потенциальной опасности ЖРО, 1по ,и1 ДО 4,2 до 112 до 0,27 до 0,00036

Объемная активность финишной воды, Бк/л 0,03-0,12 0,11-0,23 0,9 - 2,6 не обнаружен

Индекс потенциальной опасности ФИНИШНОЙ. ВОДЫ, 1По(ф) до 0,0011 до 0,0046 до 0,0024 -

Коэффициент очистки ЖРО на стадии обратноосмотичес-кой фильтрации, отн. Ед. до 1400 ДО 25 до ПО до 5

Коэффициент очистки ЖРО на стадии ионного обмена, отн. ед. до 1730 до 6570 до 35 до 22

Коэффициент очистки ЖРО на ММСУ в целом, отн. ед до 17000 до 44000 до 3900 до 110

Примечание: 1)Минимальная детектируемая объемная активность Мп составляет 1,8-10" Бк/л.

При производительности установки 0,5 м3/ч суммарный коэффициент очистки по солям составлял около 105. При этом, если К„ч по солям для обратноосмотического модуля

практически не менялся от объема пропущенных ЖРО, то для ионообменного модуля (три фильтра объемом по 30 л каждый) после прохождения свыше 2500 свободных объёмов фильтров эффективность очистки по солям начинала снижаться, то есть происходило исчерпание ёмкости ионообменных смол.

За период эксплуатации ММСУ максимальные концентрации радионуклидов в финишной воде составляли: 137С$ - 2,7%; 905г - 83%; 60Со - 15,1% от УВ по НРБ-99. Суммарные среднегодовые коэффициенты очистки на ММСУ достигали: по !37С5 - 17000; по 908г - 44000, а по 60Со - 3900.

Контроль финишной воды на химические ингредиенты показал, что в целом её качество по любому из контролируемых параметров ниже соответствующих нормативов на сброс во внешнюю среду. Проведённые испытания подтвердили правильность выбранных методических и технологических решений. Достигнутые суммарные коэффициенты очистки, равные 105 - 106, до сих пор обычно получали только на стационарных пунктах переработки ЖРО при дистилляции, совмещенной с ионным обменом, то есть при использовании значительно более энергоёмких технологий.

Модульный принцип разработанной технологии переработки ЖРО позволяет при необходимости легко включать дополнительные или исключать избыточные стадии очистки. Так ионообменные смолы могут заменяться специфическими селективными сорбентами, может вводиться модуль предварительного умягчения растворов, использоваться двухсгадийная мембранная обработка и т.д. и т.п.

7. Разработка автономной технология цементирования концентратов ММСУ

Заключительным этапом работы по созданию технологии автономной переработки ЖРО явилась разработка максимально доступной технологии отверждения концентратов, получаемых с помощью ММСУ. На этом этапе исследований потребовался выбор оптимальных составов компаундов, соответствующих составам концентратов радиоактивных отходов, получаемых на выходе ММСУ. При этом оптимизация проводилась по всем параметрам процессов отверждения ЖРО: по наполнению компаунда, по концентрату, по коэффициенту увеличения объёма, по характеристикам прочности и, наконец, по скорости выщелачивания радионуклидов. Солесодержание концентратов, как правило, не превышает 50 - 75 г/л, а в предельном случае ограничено нормативными документами по отверждению ЖРО (СПОРО-85) величиной 200 г/л. Невысокая степень радиоактивной загрязненности ЖРО транспортных ЯЭУ позволяет отнести большую часть их концентратов к низкоактивным отходам (менее 3,7'Ю5 Бк/л). Для цементирования концентратов с солесодержанием до 200 г/л было выбрано соотношение раствор

(концентрат) / цемент равное 0,6-0,7. Подобный цементный раствор является легко перемешиваемым, удобоукладываемым (растекаемость около 300мм) и обеспечивает степень наполнения по концентрату свыше 40%. При выборе условий отверждения показано, что повышение прочности фиксации радионуклидов в отвержденных продуктах обеспечивается добавками кембрийской глины Ленинградской области в количестве 10 % от массы цемента.

При изучении влияния состава связующих на качество цементных компаундов дая отверждения использовали портландцементы различных марок. Вьпцелачиваемость радиоцезия (табл.7) из всех концентратов с солесодержанием до 200 г/л, отвержденных портландцементом, уже через 2 месяца составляет менее 1-Ю3 г/см2-сут, то есть, согласно РД9510497-93, эти отвержденные продукты пригодны для захоронения в бетонных хранилищах.

Таблица 7. Скорость выще.пачивания 137Cs из цементных компаундов на основе портландцемента (КЦ), шлакопортландцемента (КШП) и глиноземистого цемента (КГ) при солесодержании концентрата ЖРО 0,5, 65 и 195 г/л и при 10% содержании глины (Г) от массы цемента при раствороцементпом отношении 0,7.

Марка образцов Скорость выщелачивания 137Cs, г/см2-сут, через

1 сутки 7 суток 28 суток 60 суток 90 суток 150 суток

0,5КЦ-0,7Г 5,7-Ю"2 з,з-ю~3 1,3-10'3 4,6-10"4 2,5-КГ1 1,7-10^

65КЦ-0,7Г 5,010 2 3,2-10~3 1,110"3 4,5-10"4 2,0-Ю"4 1,6-Ю"4

195КЦ-0,7Г 4,1-10"2 3.3-10"3 1,1-10"3 4,3-10"4 2,0-Ю-4 1,4-10"4

65КШП-0,7Г 2,0-10'2 1,4-10'3 5,0-10ч 3,1-104 1,6-10"4 1,0-Ш"4

65 КГ-0,7Г 2,3-10"3 1,8-Ю"4 8,8-НГ5 6,7-10'5 4,3-10° 2,7-10"5

В целом рассматриваемые цементные компаунды по прочности фиксации радионуклидов не уступают битумным компаундам и обеспечивают возможность получения отвержденных продуктов достаточно высокой экологической безопасности даже для захоронения непосредственно в грунт.

Выводы

1. Показано, что метод экспрессного хроматографического радиохимического анализа на принципах совмещения операций комплексного выделения радионуклидов и приготовления источников радиоактивных излучений является универсальным методическим решением, позволяющим упростить и автоматизировать методики радиохимического анализа всех жидких радиоактивных сред, образующихся в процессе эксплуатации ядерных энергетических установок и атомных электростанций от теплоносителя первого контура до сбросных и природных вод.

2. Выдвинута и обоснована идея мембранно-сорбционного радиохимического анализа, позволяющего экспрессно выделять и определять а- и Р-излучающие радионуклиды. Разработаны методики мембранно-сорбционного радиохимического определения в водных средах различного солевого состава 2к'23,'2,40'24|'242ри1 243Ат, 242Ст и 210Ро, а также суммы радионуклидов цезия и йода с помощью а- и р-радиометров.

3. Проведены испытания разработанных методик экспрессного хроматографического и экспрессного мембранно-сорбционного анализа в реальных условиях действующих АЭС, корабельных и базовых лабораторий и показано, что по лимитирующим параметрам (продолжительность анализа, нижние пределы обнаружения, трудозатраты и минимизация дозовых нагрузок на персонал) они превосходят все известные аналоги. Методики включены в руководящие документы по радиохимическому контролю на транспортных ЯЭУ и АЭС, внедрены на большинстве отечественных АЭС и других объектов атомной энергетики, включены в состав корабельных радиометров РКС-02С, а также автоматизированных рабочих мест радиохимических лабораторий АЭС.

4. Предложен способ модифицирования смешанной загрузки ионообменных фильтров ферроцианидом калия-никеля, обеспечивающий высокую эффективность выделения на них радионуклидов цезия независимо от солесодержания перерабатываемых водных сред. Разработана сорбционная рециркуляционная технология очистки вод бассейнов выдержки ОТВС с использованием в фильтрах очистки смешанной ионообменной шихты (КУ-2 и АВ-17), частично модифицированной ферроцианидом калия-никеля, обеспечивающая высокую эффективность очистки воды от долгоживущих радионуклидов 90Зги137С8. .

5. Разработана многоступенчатая мембранно-сорбционная технология для автономной переработки низкоактивных ЖРО транспортных ЯЭУ, включающая стадии микрофкльтрации, ультрафильтрации, гиперфильтрации (обратно осмоса) и ионного обмена (селективной сорбции). Дш осуществления технологического процесса в условиях эксплуатации транспортных ЯЭУ разработаны и изготовлены модульные мембранно-сорбционные установки (ММСУ) с включёнными системами у- и р-спектрометрического и химического контроля. Изучены процессы очистки ЖРО от радионуклидов и химических примесей на модельных растворах и реатьных отходах, образующихся при эксплуатации транспортных ЯЭУ, последовательно на каждой стадии технологического цикла. Подтверждена целесообразность выбранной схемы очистки и показано, что по коэффициентам очистки от большинства радионуклидов и вредных химических примесей

она не уступает стационарной дистилляционно-сорбционной схеме, а по эффективности очистки от примесей летучих веществ превосходит ее.

6. В качестве заключительной стадии автономной переработки ЖРО разработана технология кондиционирования концентратов ММСУ методом цементирования, практически реализованная в модульных установках цементирования концентратов. Найдены условия снижения скорости выщелачивания радионуклидов цезия из цементных компаундов за счет добавки природных неорганических сорбентов - кембрийских глин. Показано, что по достигнутым скоростям выщелачивания 137Cs получаемые цементные компаунды конкурентны с компаундами, получаемыми при битумировании, и пригодны для захоронения не только в типовых бетонных хранилищах, но и открытом грунте.

Список литературы

1. Москвин Л.Н., Мельников В.А., Леонтьев Г.Г. и др. Методы химического и радиохимического контроля в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат. 1989. С.173.

2. Москвин Л.Н., Мирошников B.C., Мельников В.А. Экспрессный хроматографическин радиохимический анализ // Радиохимия. 1979. Т. 21. Вып. 2. С. 311.

3. Иванова Л.М. Метод одновременного определения 90Sr, I37Cs и М4Се в морской воде-Радиохимия. 1967. Т. IX. Вып. 5. С.622-633.

4. Бахур А.Е., Малышев В.И., Мануйлова Л.И. и др. Подготовка проб природных вод для измерений суммарной альфа- и бета-активности. Методические рекомендации. М.: Н1111 «Доза». 1997.24 с.

Основные публикации.

1. Москвин Л.Н., Еремин H.H., Мельников В.А., Мирошников B.C., Мирошникова В.П., Епимахов В.Н. Определение радиоэлементов в природных и сбросных водах методом экспрессного хроматографического анализа. // Тезисы доклада на конференции по аналитической химии радиоактивных элементов. М.: "Наука".1977. С.7 .

2. Москвин Л.Н., Мельников В.А., Епимахов В.Н. Сорбционные свойства сурьмяной кристаллической кислоты, модифицированной политетрафторэтиленом. //Радиохимия. 1980. Т. XXII. Вып. 2. С. 194-198.

3. Москвин Л.Н., Епимахов В.Н., Еремин H.H., Мирошников B.C. Мирошникова В.П., Мельников В.А. Экспрессный хроматографическин радиохимический анализ радионуклидов в сбросных и природных водах. // В сб. Вопросы атомной науки и техники. 1980. Вып. 1(3). Серия радиохимия, С. 3-10.

4. Москвин Л.Н., Мельников D.A., Цыганков Н.Я., Епимахов В.Н. Определение влажности пара на АЭС с реакторами кипящего типа методом экспрессного радиохимического анализа. // Атомная энергия. 1980. Т. 48. Вып.4.С. 246-247.

5. Москвин Л.Н., Мельников В.А., Епимахов В.Н. и др. Получение пористых блочных неорганических сорбентов с использованием пенополиуретана и их сорбционные свойства // ЖПХ. 1983. № З.С.516-520.

6. Мельников В.А. Москвин Л.Н., Епимахов В.Н. Комплексный радиохимический анализ радионуклидов в водных сбросах и водоемах-охладителях АЭС 1. Выбор условий суммарного концентрирования гамма-излучающих радионуклидов. // Радиохимия. 1984.Т, XXVI, Вып.6. С. 783-789.

7. Мельников В.А., Москвин Л.Н., Епимахов В.Н. Комплексный радиохимический анализ радионуклидов в водных сбросах и водоемах-охладителях АЭС. 2. Избирательное выделение радионуклидов 89'90Sr. // Радиохимия.. 1985. Т.ХХУИ, Вып.4. С. 490-494.

8. Москвин Л.Н., Мельников В.А., Леонтьев Г.Г, Епимахов В.Н. Автоматизированная установка выделения радионуклидов из водных сред. // В межотраслевом н-т сборнике "Научно-технические достижения". - М.: изд. Меж-отр. н.т.с. 1987. №4. С. 96-101.

9. Москвин Л.Н., Леонтьев Г.Г., Епимахов В.Н., Мельников В.А. Некрестьянов С.Н. Еперин А.П., Щербина В.Т. Разработка полуавтоматической системы комплексного контроля радионуклидов в водных сбросах АЭС. // В сб. Радиационная безопасность и защита АЭС. под. ред. Ю.А. Егорова, М., Энергоиздат, 1981, вып. 6, стр. 232-239.

10. Москвин Л.Н., Епимахов В.Н., Амосова O.A. Определение полония в водных средах с использованием металлосодержащих мембран. // Радиохимия, 1992.. Т.ХХХ1У. Вып. 1, С. 183-188,

11.Moskvin L.N., Yepimakhov V.N., Amosova O.A. Determination of polonium in aqueous media using metalcontaining membranes. // J. Radioanalitical and Nuclear Chemistry. Letters, 1993. №175(6). P. 455-466.

12. Епимахов B.H., Глушков C.B. Определение а-излучающих радионуклидов в водном теплоносителе АЭУ с использованием мембран, импрегнированных гидратированным диоксидом марганца, // Радиохимия. 1994.Т.36, Вып.6. С.514-517.

13. Епимахов В.Н., Амосова O.A., Четвериков В.В. Сорбционное выделение радионуклидов из водных растворов на металлосодержащих мембранах. // Радиохимия, 1994. Вып. 4 С. 333-337,

14. Epimakhov V.N., Leontjev G.G., Chetverikov V.V., Nekrestjanov S.N. From Rapid of Radiochemical Analisis to Modern Radiochemical Technologies, For Decontamination of GasAerosol Realeses and Liquid Radwaste. // Poster paper for Topsael-96. "Demonstration the Practical Achievments of Nuclear Waste Management and Desposal Topscal-96. Stokholm. 9-12 June. 1996.

15. Епимахов B.H., Носовский A.B., Некрестьянов C.H., Леонтьев Г.Г. и др. Анализ состояния ЖРО хранилищ ПО ЧАЭС их радиационной и экологической безопасности. -Вопросы материаловедения. 1997.Вып..2(8). С. 45-64.

16. Yepimakhov V.N., Glushkov S.V. Determination of U, Pu, Am and Cm in water coolant of nuclear power plants using membranes impregnated with hydrated manganese dioxide. // J. Padioanalitical and Nuclear Chemistry. 1998. Vol. 232, Nos 1-2. P.163-166.

17. Yepimakhov V.N., Chetvericov V.V. Radioiodine adsorption from agueou solution on Metal-containing Membrane filters. // J. Radioanalitical and Nuclcar Chemistry. 1998. Vol. 232, Nos 1-2. P. 167-170.

18. Епимахов B.H., Ефимов А.А. Леонтьев Г.Г., Мельников В.А. Наукоемкие технологии НИТИ им. А.П. Александрова по обращению с радиоактивными отходами. // Экология и атомная энергетика. 1998. Спец. вып. С. 40-43.

19. Yepimakhov V.N., Oleinik M.S. Technology for treatment of low activity liquid radwastes from nuclear power installation using ultrafiltration, reverse osmosis, ion exchange and cementation. // Radioactive Waste Managment: Commitment to the Future Environment. Belgium, Antwerp. 1999.V.II. P.271-275.

20. Yepimakhov V.N., Bederdinov V.A., Bulygin V.K., Sderzikov U.A., Vassilenko V.A., Efimov A.A., Iliyn V.G., Kobekov V.V., Melnikov V.A.,. A.A. Sarkison. Dcvelonment of Safe Technobogies For Handling Liguid Radioactive Waste at Naval Sites Facilities. // Experience and Prospects. Analysis of Risks Associated with Nuclear Submarine, Decommissioning, Dismantling and Disposal, Kluwer Academic Publishers, Printed in the Netherlands / A.A. Sarkisov and A. Tournyol du CIos (eds). 1999. P.419-424.

21. Епимахов B.H., Олейник M.C., Мартынов B.B. Отверждение цементированием концентратов радиоактивно загрязнённых природных вод. // Атомная Энергия. 1999. Т.87. № 4. С. 53-57.

22. Епимахов В.Н., Олейник М.С. Технология переработки низкоактивных жидких радиоактивных отходов атомных энергетических установок с применением методов ультрафильтрации, обратного осмоса, ионного обмена и цементирования. // Экология и атомная энергетика 2000. Вып. № 1.С.51-54.

23. Епимахов В.Н., Олейник М.С. Оценка экологической опасности продуктов цементирования концентратов минерализованных жидких радиоактивных отходов. // Экологическая химия. 2000.Т. 9, № 2. С. 139-145.

24. Епимахов В.Н., Панкина Е.Б., Олейник М.С., Глухова М.П., Прохоркин C.B., Чешун A.B. Дезактивация технологических водных сред ЯЭУ цеолитами типов NaA(4A), NaX(13X), Zk-5 с повышенной адсорбционной емкостью и их утилизация методом цементирования. // Радиохимия. 2002. Т.44. Вып. 3. С. 279-284 .

25. Yepimakhov V.N., Alyoshin A.M., Olynik M..S. Studying Confinement of Radioactive Sludge from Water Prends dy Using Cement Binders. Scientific and Tehnical Aspects of Chomobyl. // Collection of Scientific Articles. Kyiv "Politcchnika". 2002. Issue IV. P. 436-444.

26. Якушев М.Ф., Панкина Е.Б., Епимахов B.H., Кукушкина Т.А., Румынии Г.В. Общая характеристика основных источников существенного и потенциального загрязнения подземных вод. Предварительный анализ аварийных ситуаций. // Оценка влияния атомно-промышленного комплекса на подземные воды и смежные природные объекты Монография под ред. В.Г.Румынина . СПб.: Изд-во С.-Пегерб. ун-та. 2003.С.12-43.

27. Епимахов В.Н., Василенко В.А., Ефимов A.A., Олейник М.С., Прохоркин C.B. Локальные системы подготовки питьевой воды. // В сб. Экологические вести — СПб.: изд. н-т совета при губернаторе Лен. обл. 2003. Вып. 7. С. 45-51.

28. Епимахов В.Н., Москвин Л.Н.. Развитие экспрессного хроматографического радиохимического анализа применительно к решению задач технологического и радиоэкологического контроля в атомной энергетике. // Экология и атомная энергетика. 2003. Вып.2. С. 76-79.

29. Панкина Е.Б., Епимахов В.Н., Доильницын В.А. Системный подход к процессам обращения с радиоактивными отходами транспортных ЯЭУ // IV Международный конгресс химических технологий. СПб. 2003. С. 45 - 46.

30. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Панкина Е.Б., Доильницын В.А., Климов Н.И. Эксиериментатьное изучение удержания радионуклидов материалами на основе природного сырья Ленинградской области и продуктов его переработки // IV Международный конгресс химических технологий. СПб. 2003. С. 46.

31. Панкина Е.Б., Епимахов В.Н., Доильницын В.А. Анализ источников образования и путей формирования ЖРО транспортных ЯЭУ для раздельного сбора с целью минимизации // IV Международный конгресс химических технологий. СПб. 2003. С. 50.

32. Панкина Е.Б, Епимахов В.Н., Глухова М.П., Румынии Г.В. Моделирование прогноза миграции радионуклидов в грунтовых водах от хранилищ радиоактивных отходов.

// В сб. научных трудов «Технологии и системы обеспечения жизненного цикла ЯЭУ. Радиохимический контроль и экологический мониторинг в атомной энергетике», изд. «Менделеев». 2004. Вып. 2. С. 84-90.

33. Епимахов В Н., Олейник М.С, Панкина Е.Б, Мысик С.Г., Алёшина Н.И. Потребности химического и радиохимического контроля при кондиционировании ЖРО на МУЦ . // В сб. научных трудов «Технологии и системы обеспечения жизненного цикла ЯЭУ Радиохимический контроль и экологический мониторинг в атомной энергетике». Изд. «Менделеев». 2004. Вып.2. С. 56-64.

34. Епимахов В.Н, Панкина Е.Б., Глушков C.B., Олейник М.С. Доильницын В.А. Оптимизация технологических процессов обращения с жидкими радиоактивными отходами транспортных ЯЭУ. // Материалы докладов. VIII Междунар. конф. «Безопасность ядерных технологий: экономика безопасности и обращение с ИИ». Санкт-Петербург. 26 - 30 сентября 2005. С. 192-194.

35. Епимахов В.Н., Смирнов В.Д., Олейник М.С., Панкина Е.Б., Доильницын В.А. Обеспечение радиационной и экологической безопасности при эксплуатации мобильной установки цементирования низкоактивных жидких отходов. // Материалы докладов. VIII Междунар. конф. «Безопасность ядерных технологий: экономика безопасности и обращения с ИИ». Санкт-Петербург. 26-30 сентября 2005г. С. 194 - 197.

36. Епимахов В.Н., Мысик С.Г., Глушков C.B., Амосова O.A. Аппаратурно-методический комплекс - корабельный радиометр РКС-02С // В сборнике научых трудов «Технологии и системы обеспечения жизненного цикла ЯЭУ». СПб.: изд. Менделеев. 2005. С. 65 - 72.

37. Yepimakhov V.N., Moskvin L.N., Rapid Radiochemical Analysis Based on the Principals of Membrane-Sorption Release of Radionuclides // 7th Russian - Finnish Symposium on Radiochemistry «Modem Problems of Radiochemistry». 2005. SP. P. 114.

38. Василенко B.A., Ефимов A.A., Епимахов В.Н., Константинов Е.А., Степанов А.И., Степанов И.К. Обращение с радиоактивными отходами в России и странах с развитой атомной энергетикой // Под ред. Василенко В.А. СПб.: Моринтех. 2005. 303 с.

39. Епимахов В.Н., Олейник М.С. Включение радиоактивных ионообменных смол в неорганические связующие. // Атомная Энергия. 2005. Т.99. № 3. С. 171-177.

40. Епимахов В.Н., Москвин JI.H. Переработка жидких радиоактивных отходов ЯЭУ на мобильных автономных очистных установках. // Атомная Энергия. 2005.Т.99. №3 С.283-289.

41. Епимахов В.Н., Четвериков B.B. Анализ очистки слабоминерализованных природных вод от радиоактивных загрязнений ядерноэнергетического происхождения. Радиохимия. 2006. Т.48. Вып.1. С.78-82.

Авторские свидетельства и патенты.

42. Москвин J1.H., Епимахов В.Н., Глушков C.B. Способ контроля а-излучающих радиону клидов в водном теплоносителе АЭУ. // A.c. №1693990.1990. Б.И. №3.

43. Епимахов В.Н., Амосова O.A.,' Глушков C.B., Москвин Л.Н. Способ контроля полония в водных средах . // А. с. №1538713. 1991. Б. И. №8,

44. Мельников В.А., Москвин Л.Н., Епимахов В.Н., Петров C.B., Мирошников B.C., Четвериков В.В. Способ определения изотопов йода в теплоносителе транспортных ядерных установок. // А. с. №1693990. 1997. Б.И. №2.

45. Москвин Л.Н., Епимахов В.Н., Булыгин В.К., Зенкевич Э.Ф. Глушков С.В, Способ очистки от радиоактивных примесей воды бассейнов выдержки ОТВС АЭС. // А. с. №1679745. 1997.Б. И. №2.

46. Епимахов В.Н., Олейник М.С. Способ отверждение жидких радиоактивных отходов, //А. с. №2115963.1998. Б.И.№20.

47. Епимахов В.Н., Олейник М.С. Способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных жидких отходов в полевых условиях. // Патент РФ №2144708. 2000. Б.И. №2.

48. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Панкина Е.Б., Прохоркин C.B. Способ обезвреживания мачоминерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод в полевых условиях. // Патент РФ №2158449. 2000. Б.И. №30.

49. Епимахов В.Н., Панкина Е.Б., Прохоркин C.B., Епимахов Т.В. Способ обращения с отработавшими радиоактивными теплоносителями техническими растворами ЯЭУ научных центров. // Патент РФ № 2168221. 2001.Б.И. № 15.

50. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Панкина Е.Б., Прохоркин C.B. Способ обезвреживания матоминератизованных слабо радиоактивно-загрязненных вод в полевых условиях. // Патент РФ №2195726. 2002.Б.И., №36.

51. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Смирнов В.Д., Алешин A.M. Способ переработки жидких радиоактивных отходов. // Патент РФ № 2200995. 2003. Б.И., №8.

52. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Глушков C.B., Прохоркин C.B. Способ переработки кислотных жидких радиоактивных отходов // Патент РФ № 2201630. 2003. Б.И. №9.

53. Епимахов В.Н., Олейник М.С. Способ включения радиоактивных ионообменных смол в портландцементное связующее. // Патент РФ №2217825. 2003.Б.И. №33.

54. Епимахов В.Н., Мысик С.Г. Четвериков В.В. Способ контроля радионуклидов йода в водном теплоносителе АЭУ. // Патент РФ №2225648. 2003. Б.И .№7.

55. Епимахов В.Н., Гурленов В.А., Смирнов В.Д., Алёшин A.M., Шилов В.В., Владимиров С.П., Олейник М.С. Способ цементирования ЖРО и устройство для его реализации. // Патент РФ №2218618, 2003. Б.И..№34.

56. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Смирнов В.Д. Способ включения радиоактивных ионообменных смол в портландцеменное связующее.// Патент РФ №2231842. 2004. Б.И. №18.

57. Епимахов В.Н., Смирнов В.Д., Олейник М.С., Глушков C.B., Пащенко C.B., Прохоркин C.B., Вилков Н.Я., Ильин В.Г. Способ переработки мало- и среднеминерализованных низкоакгивных жидких отходов. // Патент РФ №2221292.2004. Б.И..№1.

58. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Глушков C.B., Епимахов Т.В. Способ обезвреживания мало- и среднеминератизованных низкоактивных жидких отходов в полевых условиях. // Патент № 2267176.2005,Б.И.№36.

59. Епимахов В.Н., Глушков C.B., Олейник М.С., Епимахов Т.В. Способ получения обессоленной воды и воды высокой чистоты для ядерных энергетических установок научных центров. // Заявка на изобретение № 2004/131328/15(034050). Приоритет от 06.12.2004.

60. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Панкина Е.Б., Епимахов Т.В., Климов Н.И. Способ очистки воды от радиостронция. // Заявка на изобретение № 2004/31337/15(034059). Приоритет от 01.12.2005 г.

Подписано в печать 04.04.2006. Формат бумаги 60 х 84 1/16. Бумага офсетная. Печать ризографическая. Усл. печ. л. 2,0. Тираж 100 экз. Заказ 3753.

Отпечатано в отделе оперативной полиграфии НИИХ СПбГУ, 198504, Санкт-Петербург, Старый Петергоф, Университетский пр.26

Содержание диссертации автор исследовательской работы: доктора химических наук, Епимахов, Виталий Николаевич

СФ - Северный флот

ТНТ - танкер наливного типа

ТОФ - Тихоокеанский флот

ТРО - твёрдые радиоактивные отходы

ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент

ТНТ - танкер наливного типа

ТОФ - Тихоокеанский флот

ТРО - твердые радиоактивные отходы

УВвода - уровень вмешательства при поступлении с водой радионуклидов для населения по НРБ

УРАН - установка радиохимического анализа

ФП - филыропебрлит

ФААЭ - федеральное агенство по атомной энергии

ФМА - фосфоромолибдат аммония

ЧАЭС - Чернобыльская атомная электростанция

ЩЗЭ - щелочно-земельные элементы

ЩЭ - щелочные элементы

ЭМРА - экспрессный мембранно-сорбционный радиохимический анализ

ЭХРА - экспрессный хроматографический радиохимический анализ

ЯТЦ - ядерный топливный цикл

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

СОДЕРЖАНИЕ

Перечень сокращений и условных обозначений.

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1. Состояние проблемы радиохимического контроля и переработки ЖРО в атомной энер! етике.

1.1. Радионуклидиый и химический состав технологических сред ЯЭУ.

1.1.1. Радионуклидиый состав технологических сред ЯЭУ.

1.1.2. Состояние радионуклидов в технологических средах ЯЭУ, водных сбросах и жидких радиоактивных отходах.

1.2. Радиохимический контроль на объектах атомной энергетики.

1.2.1. Регламент контроля состояния барьеров безопасности при эксплуатации ЯЭУ.

1.2.2. Методики контроля состояния барьеров безопасности.

1.3. Жидкие радиоактивные отходы, образующиеся на объектах атомной энергетики, проблемы их переработки и применяемые методы.

1.3.1. Общая характеристика ЖРО и различия в зависимости от источников их образования.

1.3.2. Общая характеристика методов выделения радионуклидов, применяемых в технологиях ЖРО.

1.3.2.1. Осадительные методы.

1.3.2.2. Выпарные методы.

1.3.2.3. Сорбционные методы.

1.3.2.4. Мембранные методы.

1.3.2.5. Методы отверждения низко- и среднеактивных ЖРО.

1.3.3. Технологи переработки ЖРО в зависимости от объектов их применения. Сравнительные достоинства и недостатки.

Введение диссертация по химии, на тему "Разработка и совершенствование экспрессных методов радиохимического контроля и технологий автономной переработки жидких радиоактивных сред ядерных энергетических установок"

Развитие прикладной радиохимии в последние годы стимулируется вторым постчернобыльским этапом становления атомной энергетики. Эксплуатация ЯЭУ может быть надёжной и экологически безопасной только при наличии оперативных и надежных методов диагностики состояния оборудования и контроля влияния объектов атомной энергетики на окружающую среду, а также эффективных радиохимических технологий. Прогресс в области радиохимических методов контроля и технологий переработки ЖРО в первую очередь определяется появлением новых более совершенных методов выделения радионуклидов. Адекватность аналитических и технологических проблем современной радиохимии в первую очередь определяется их соответствием общим тенденциям инструментализации и автоматизации аналитических и технологических процедур с радионуклидами. Об актуальности поиска новых методических и технологических решений в прикладной радиохимии свидетельствует Федеральная целевая программа «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизации и захоронения» и программа «Создание автоматизированных систем радиационного контроля», в рамках которых выполнялась настоящая работа, а также значительное количество международных и национальных конференций, посвященных проблемам радиохимического контроля и технологиям переработки ЖРО, которые проводились в последние годы.

К проблемам в области радиохимического контроля относятся наблюдения за эффективностью работы барьеров безопасности (контроль герметичности оболочек тепловыделяющих элементов, контроль герметичности парогенераторов), защита персонала и населения (радиоэкологический контроль в соответствии с требованиями международных и национальных норм: радиационной безопасности), а также наблюдения за технологическими процессами (контроль за работой теплообменного оборудования, барабан-сепараторов на реакторах кипящего типа, установок спецводоочистки).

Вторая группа проблем связана с тем, что накапливающиеся в процессе эксплуатации ЯЭУ жидкие радиоактивные отходы должны быть переработаны до состояния, обеспечивающего возможность их безопасною захоронения. Принятая до недавнего времени концепция обращения с ЖРО, заключавшаяся в их накоплении и в последующей транспортировке к местам централизованной переработки, оказалась неприемлемой, как с экономической, так и с точки зрения радиационной безопасности, поскольку в процессе транспортировки ЖРО трудно полностью исключить попадание радионуклидов в окружающую среду. Следствием концепции накопления и централизованной переработки ЖРО является тот факт, что по данным Даниляна В.А. с соавторами [1, 2] на 01.01.2000 г. объём ЖРО только в Приморском крае составлял 9187,9 м с суммарной активностью 9,6-10 Бк, на Камчатке - 3417,1 м с суммарной активностью 2Д-1014 Бк. Поэтому помимо необходимости в совершенствовании самих радиохимических технологий переработки ЖРО в проблеме обеспечения безопасной эксплуатации ЯЭУ возникла необходимость в обосновании новой концепции обращения с ЖРО, образующимися в процессе их эксплуатации, и в создании технологий переработки, адекватных этой концепции

Целью настоящей работы являлись разработка и совершенствование экспрессных методов радиохимического анализа водных сред и технологий автономной переработки ЖРО транспортных ЯЭУ.

Заключение диссертации по теме "Радиохимия"

ВЫВОДЫ

2. Выдвинута и обоснована идея мембранно-сорбционного радиохимического анализа, позволяющего экспрессно выделять и определять а- и р-излучающие радионуклиды. Разработаны методики мембранно-сорбционного радиохимического определения в водных средах различного солевого состава 238>239>240>241>242pU} 243Am, 242Cm и 210Ро, а также суммы радионуклидов цезия и йода с помощью а- и Р-радиометров.

ОП 1VI долгоживущих радионуклидов Sr и Cs.

5. Разработана многоступенчатая мембранно-сорбционная технология для автономной переработки низкоактивных ЖРО транспортных ЯЭУ, включающая стадии микрофильтрации, ультрафильтрации, гиперфильтрации (обратно осмоса) и ионного обмена (селективной сорбции). Для осуществления технологического процесса в условиях эксплуатации транспортных ЯЭУ разработаны и изготовлены модульные мембранно-сорбционные установки (ММСУ) с включёнными системами у- и р-спектрометрического и химического контроля. Изучены процессы очистки ЖРО от радионуклидов и химических примесей на модельных растворах и реальных отходах, образующихся при эксплуатации транспортных ЯЭУ, последовательно на каждой стадии технологического цикла. Подтверждена целесообразность выбранной схемы очистки и показано, что по коэффициентам очистки от большинства радионуклидов и вредных химических примесей она не уступает стационарной дистилляционно-сорбционной схеме, а по эффективности очистки от примесей летучих веществ превосходит ее.

117

Показано, что по достигнутым скоростям выщелачивания Cs получаемые цементные компаунды конкурентны с компаундами, получаемыми при битумировании, и пригодны для захоронения не только в типовых бетонных хранилищах, но и открытом грунте.

Список источников диссертации и автореферата по химии, доктора химических наук, Епимахов, Виталий Николаевич, Сосновый Бор

1. Довгуша В.В., Тихонов М.Н., Решетов В.В., Егоров Ю.Н., Киселёв М.Ф. Радиационная обстановка на Дальнем Востоке России.- под ред. акад. РАЕН Довгуши В.В. Изд. Полиграф-Ателье. С-Пб. 200. С.220.

2. Данилян В.А., Высоцкий B.JI., Максимов А.А., Сивинцев Ю.В. Влияние утилизации АПЛ на радиоэкологическую обстановку в Дальневосточном регионе // Атомная энергия. 2000. Т.89. Вып.6. С.454-474.

3. Шведов В.П., Седов В.М., Рыбальченко И.Л, Власов И.Н. Ядерная технология. М.: Атомиздат. 1979. стр 420.

4. Kleykamp Н. The Chemical State of the Fission Products in Ocside Fuels. // Journal of Nuclear Materials. 1985. V.131. №3. P. 221-246.

5. Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат. 1985. С. 183.

6. Коростелев ДП. Водный режим и обработка радиоактивных вод АЭС. М.: Энергоатомиздат. 1983. стр 240.

7. Кульский Л.А., Страхов Э.Б., Волошина A.M. Технология водоочистки на атомных энергетических установках. Киев: "Наукова думка". 1986. С. 185.

8. Мамаев Л.А., Назаров В.К., Малинин А.А. и др. Исследование возможности применения щавелевокислых растворов для дезактивации контура РБМК-1000. // Атомная энергия. 1980. Т.49. Вып. 3. С. 183-186.

9. Полуэктова Г.Б. Проблемы обращения с радиоактивными отходами за рубежом. М.: 1981. (Обзор информации № 570). С. 45.

10. Несмеянов А.Н. Радиохимия. М.: 1972. Изд. «Химия» М.: С. 592

11. Шумилин Е.Н. Формы нахождения радионуклидов в морской воде. ДВНЦ АН СССР. 1985. Владивосток. С. 133-165.

12. Громов В.В., Спицин В.И. Искуственные радионуклиды в морской среде. М.: Атомиздат. 1975.224 с.

13. Florence Т.М. The speciation of trace е lements in water. // Talanta. 1982. 29. 5. P.345-364.

14. Кузнецов Ю.В., Щебетковский B.H., Трусов A.T. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений. М.: Атомиздат. 1974. С.67.

15. Кузнецов Ю.В., Попов Н.И. К вопросу о сорбционной ёмкости коллоидной фракции океанической воды. // В сб. докладов: Формы элементов и радионуклидов в морской воде. Под ред. Попова Н.И. М.: Наука. 1974. С.39.

16. Bones P., MajerV. Trace с hemistry of aqueous solutions. General Chemistry and Radiochemistry. 1967. C. 287.

17. OCT 95 10002-95 Нормы качества воды первого и третьего контуров реакторной установки судов депертамента морского транспорта РФ с водо-водяными реакторами типа КЛТ-40. М.: 1995. С.Ю-11.

18. В.А. Кузнецов. Судовые ядерные энергетические установки. Л.: Судостроение. 1989. С. 176.

19. ОСТ 95 10003-95 Предельно-допустимые концентрации радиоактивных веществ в основных контурах ЯЭУ гражданских судов. 1996 г

20. Лузанова JI.M., Мигло B.II., Славягин П.Д. Нормирование предельно допустимой раз1ерметизации оболочек твэлов и активности продуктов деления в теплоносителе.//Атомная Энергия. Т.74, Вып.6. 1993. С. 491-497.

21. Руководство по контролю радиоактивных отходов (РКО-94). МО РФ. C-II6. 1995. С.13-18.

22. Москвин JI.H., Мирошников B.C., Мельников В.А., Слуцкий Г.К., Леонтьев Г.Г. Определение изотопного состава воды 1 контура методом группового хроматографического разделения // Атомная Энергия. 1973. Т.35. №2. С.83-90

23. Москвин Л.Н. и др., Бюллетень изобр. 1978. № 47. С.275-233.

24. Москвин Л.Н., Гумеров М.Ф., Ефимов А.А.и др. Методы химического и радиохимического контроля в ядерной энергетике / Под редакцией Л.Н. Москвина. М.: Энергоатомиздат. 1989.

25. Chan С.-С., Liu Р.-С., Weng P.-S. A Rapid Method Determination of Radionuclides in Reactor Coolant by Ion Exchange Membranes. // J.Radioanal. Chem. Letters 95. 2. 1985. P. 81-92.

26. M. Csajka. Simultantous Radiochemical Seperation of Fractions of Radioisotopes of Primary Nuclear Reactor Coolant Waters. // J. Radioanal. Nucl. Chem. Articles. Vo.122. №.2. 1988. P. 333-340.

27. Бревнова H.B., Жеребин E.A., Крылов А.И. Оперативные методы радиохимического анализа теплоносителя. // Доклады И симпозиума СЭВ по водным режимам ВВЭР. Берлин. 1973. С.56-62

28. Амосов М.М., Стрельникива А.Е., Хамьянов Л.П. Методика измерения активности теплоносителя 1 контура с применением ионообменных тканей. // В сб. докладов. Проблемы радиационного контроля на АЭС. 1981. С.24-31.

29. Rehak W., Tiele J., Rommer D. Сравнительные исследования по выделению 1311 из смеси продуктов деления.//Isotopenpracxis. 1976. Bd 12. Н7/8. S.285-287.

30. Воробьёв Е.И., Ильин Л.А., Туровский В.Д. и др. Радиационная безопасность на АЭС в СССР. // Атомная Энергия. 1983. Т.54. Вып.4. С.277-285.

31. Москвин Л.Н., Мирошников B.C., Мельников В.А. Экспрессный хроматографический радиохимический анализ. // Радиохимия. 1979. Т.21. Вып.2. С.311.

32. Справочник химика. М.: изд." Химия". Т. 1. 1966. С. 302.

33. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). М.: Минздрав РФ. 2000. Стр.115.

34. Bowman W.B., Swindle D.L., Hendelson D.L. Health Physics. T. 31, № 6. 1976. P.495-500.

35. Жилкина М.И., Васильева H .В., Гедеонов Л.И. Радиохимическое определение радиоизотопов стронция-89 и 90 в объектах внешней среды. // Радиохимия. 1973. Т. XY. Вып. 4. С. 584-590.

36. Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды / под ред. А.Н. Марея и А.С. Зыковой. М.: МЗСССР. 1980. 89 с.

37. Павлоцкая Ф.И., Кузовкина Е.В., Горяченкова Т.А. и др. Методика совместного определения радионуклидов стронция и плутония в объектах природной среды. // Радиохимия. 1997. Т. 39. № 5. С. 471-475.

38. Benna J., Smesko I. Radiochemical and Corrosion Monitoring Systems in NPP Bogunice. // WANO-MC Worksphop "Systems for Radiation-chemical and corrosion monitoring of NPP circuits". Ignalina NPP. Visaginas. 2004.

39. Lamb J.D., Nordmeyer F.R., Drake P.A. et.al. Ion Chromatographic Separation for Analysis of Radiostrontium in Nuclear Reprocessing Solutions of High Ionic Strength // JRNC. V. 134/№2. 1989. P. 317-331.

40. Tokoi H., Katuguchi H., Fujii M. et. al. Application of An Ion-Exchange Method for Sensitivity Improvement of An Automated Radionuclide Analysis System. // Nuclear Technology. 1982. V.57. № 2. P.285-291.

41. Дытнерский Ю.И. Процессы и аппараты химической технологии. М.: Химия. 1995. Т. 1.-400 с. Т. 2.-367 с.

42. Кульский JI.A. Теоретическое обоснование технологии очистки воды. Киев: "Наукова думка". 1968. 559 с.

43. Романков П.Г., Курочкина М.И., Мозжерин Ю.Я. Процессы и аппараты химической промышленности. Л.: Химия. 1989.560 с.

44. Panicker S.T., Prabhakar S., Mistra B.M., Ramani M.P.S. Radioactive Liquid Effluent Management // State of Art and the Role of Membrane processes. BARC. Bombey. India. 1990. C.56.

45. Bull P.S., Evans J.V., Knight R.J. Removal of radioactive strontium from water by coagulation-flocculation with ferric hydroxide. //J. Appl. Chem. Biotechnol. 1975. V. 25. № 11. P. 801-807.

46. Technical reports ser. № 89. Chemical treatment of Radioactive Wastes. Vienna: IAEA. 1968. C.82.

47. Jonker G. S. The removal of radiostrontium by precipitation. Delft. 1976.

48. Милютин B.B., Гелис B.M., Пензин P.A. Сорбционно-селективные характеристики неорганических сорбентов и ионообменных смол по отношению к цезию и стронцию // Радиохимия. 1993. №3. С. 76-82.

49. М.А. Сергиенко, А.А. Лысенко, Д.А. Мусакин. Исследования сравнительной эффективности различных схем очистки отработанных щелочно-перманганатных и щавелевокислых дезактивирующих растворов // Промышленная безопасность. 2001. Вып. 4. С. 219-225.

50. Стремилова Н.Н. Новый высокоэффективный коагулянт на основе соединений титана для очистки природных и сточных вод // Тез. докл. III Межд. конгр. "Вода: экология и технология" ЭКВАТЕК-98. 26-30 мая 1998. М.: С. 311-312.

51. Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М.: Энергоатомиздат. 1983. 128 с.

52. Technical reports ser. № 87. Desing find Operation of Evaporators for Radioactive Wastes. Vienna. IAEA. 1968. C. 62.

53. Овчинников Ф.Л., Воронин Л.М., Самойлов C.H. и др. Эксплуатация реакторных установок Нововоронежской АЭС. М.: Атомиздат. 1972.

54. Ефимов А.Н., Жихарев М.И., Жирнов Ю.П., и др. Способ борьбы с пенообразованием. А с. № 439102 (СССР). Опуб. в Б.И. 1980, № 3. Стр.10

55. Жихарев М.И. и др. Система Na2C204 NaN03 - Н20 при 20 °С. // Журнал неорганической химии. 1979. Т. 24. № 3. С. 838.

56. Кольба В.И. и др. Система NaB02 NaN03 - Н20 при 25°С. // Журнал неорганической химии. 1979. Т. 24. № 3. С. 840

57. Зайцева А.Ф. Основные методы дезактивации сточных вод и их гигиеническая оценка. // В кн.: Радиационная гигиена. М.: Медгиз. 1962. С. 169.

58. Гребенюк В.Д., Мазо А.А. Обессоливание воды ионитами. М.: Химия. 1980. С. 228-233.

59. Раузен Ф.В., Соловьева З.Я. Удаление радиоактивных изотопов из сбросных вод.//Атомная энергия. 1965. Т. 18. Вып. 6. С. 623-626.

60. Bocker Ch., Brown I. Adbances in the aplicanion of precoat filters and filter demineralisers in nuclear power plants. // In Proceedings of the American Power Conference. Chicago. Illinois. 1974. V. 36, P. 25.

61. Калинин Н.Ф., Бетенеков Н.Д., Сухарев Ю.И. и др. Каталог спревочник «Неорганические сорбенты». Пермь. 1988.114 с.

62. Егоров Е.А., Макарова С.Б. Ионный обмен в радиохимии. М.: Атомиздат. 1971.408 с.

63. АмфлеттЧ. Неорганические иониты. М.: Мир. 1966. С.245.

64. Копырин А.А., Плешков М.А., Пяртман А.К. и др. Композиционные материалы в процессах переработки ЖРО // Тез. докл. II Межд. Конф. "Радиационная безопасность: радиоактивные отходы и экология". 1999. М.: СПбГТИ (ТУ) С. 81-82.

65. Мясоедов Б.Ф., Литвинова М.Н., Чмутова М.К., Куляко Ю.М. Экстракция америция (III) в отсутствии растворителя из азотнокислых растворов солей. // Радиохимия. 2001. Т.43. № 1. С. 61-65.

66. Савкин А.Е., Дмитриев С.А., Лифанов Ф.А. и др. Возможность применения сорбционного метода для очистки жидких радиоактивных отходов АЭС. // Радиохимия. 1999. Т. 41. №2. С. 172-176.

67. Малофеева Г.И., Чмутова М.К., Мясоедов Б.Ф. и др. Твердофазная экстракция Eu(III) и Am(III) с использованием синергетических смесей реагентов. // Радиохимия. 2002. Т. 44. №2. С. 118-120.

68. Тарасевич Ю.Н. Природные сорбенты в процессах очистки воды. Киев: "Наукова думка". 1981. С. 280

69. Frysigen G.R. Nature. 1962. V. 194, № 4826. Н. 45.

70. Мирский Я.М. и др. Новые адсорбенты молекулярные сита. Грозный. 1964.1. С. 160.

71. Жданов С.П., Егорова Е.Н. Химия цеолитов. JI. 1968. С.340.

72. Соколов В.М., Тогорешников II.C., Колцов Н.В. Молекулярные сита и их применение. М.: Химия. 1964. С.265.

73. Горнак А.И. Влияние предварительной обработки на обменную емкость глауконита. // В кн.: Ионообмен и сорбция из растворов. Минск. 1963. С. 149.

74. Бетехтин А.Г. Минералогия. М. 1950. стр.384

75. Смирнов А.Д. Сорбционная очистка воды. JI.: "Химия". 1982. стр. 186

76. Спицин В.И. и др. Изучение миграции радиоактивных элементов в грунтах. // В кн.: Труды второй международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева 1958 г. Доклады советских ученых. Т. 4. М. 1959. С. 174.

77. Страуб К.П. Малоактивные отходы. Хранение, обработка и удаление. М. 1966.1. С. 240

78. Пушкарев В.В., Егоров Ю.В., Хрусталев Б.Н. Осветление и дезактивация сточных вод пенной флотацией. М.: Атомиздат. 1969. С. 165.

79. Дытнерский Ю.И. Обратный осмос и ультрафильтрация. М.: Химия. 1978.1. С.370.

80. Колодин М.В. Опреснительная технология: энергетика и экономика. // Химия и технология воды. 1986. Т. 8, № 6. С. 35-43.

81. Milligan T.J. Treatment of industrial wasterwaters. // Chem. Engng. 1976. 83. № (Deskbook Issue). P. 49-66.

82. Кульский JI.A., Страхов Э.Б., Волошина A.M. Технология водоочистки на атомных энергетических установках. Киев: Наукова Думка. 1986.286 с.

83. Мулдер. Введение в мембранную технологию. М.: Мир. 1999. С.90.

84. Meares Е.Р. Membrane Separation Prosses. Amsterdam: Elsevier. 1976. С. 320.

85. Lacey R.E., Loeb S. Industrial Processing with Membranes. N. Y.: Wiley Interscience. 1972. 290 c.

86. GoodlingC.H. Reverse Osmosis and Ultrafiltration. Solve Separation Problems // Chemical Engineering. № 7. 1985. P. 56-62.

87. Choudhury S.A. An Overview of U.S. Military Applications of Reverse Osmosis in book Reverse Osmosis. Membran Technology,Water Chemistry and Indastrial Applications. Edited by Zahid Amjad Ph.D.Van Nostrand Reinhold Yew York.

88. Technical Manual, Filmtec. Introduction to Reverse Osmosis Desalination Technologies and Filtration Process. 1991. P. 1.

89. Дытнерский Ю.И., Пушков А.А., Свитцов А.А. и др. Очистка и концентрирование жидких отходов с низким уровнем активности методом обратного осмоса. Атомная энергия. 1973. Т. 35, Вып. 6. С. 405-408.

90. Bourns W.T., Buckley L.P., Burrill К.A. Development of technigues for radwaste systems in CANDU power stations. // In: Symposium on the on-site management of power reactor wastes. Zurich, 26-30 March 1979. Paris. 1979. P. 309-330.

91. Мамет В.А., Свитцов А.А., Щапов Г.А. и др. Переработка ЖРО АЭС методом обратного осмоса. // Теплоэнергетика. 1978 г. № 4. С. 52-54.

92. Мигалатий Е.В., Никифоров А.Ф., Кукушкина Л.Я., Пушкарев В.В. Удаление из водных растворов радиоактивных изотопов в присутствии ПАВ и комплексообразователей обратным осмосом. // Радиохимия. 1979. Т. 21. № 5. С. 784-786.

93. Klein W.J., Markind J., Stana R.R. Treatment of Radioactive Steam-generator Blowdawn. Ind. Water Engng. 1973. 10 № 2. P. 22-24.

94. Roberts R.C., Koenst J.W. Removal of plutonium and uranium from process steams using ultrafiltration membranes // In: Management of low-level radioactive waste. Ed. by M.W. Carter e.a. N.Y. ect. Pergamon Press. 1979. V. 1. P. 393-398.

95. Smyth M.J., Cumberland R.F. Improvement in or relating to separation processes. // Патент Великобритании № 1590 828, заявл. 25.10.76, № 44278/76/ Опубл. 10.06.81; МКИ: ВО ID 13/00; НКИ: ВIX.

96. Федоренко В.И. Ингибирование осадкообразования в установках обратного осмоса. // Мембраны. Серия «Критические технологии». 2003 г. № 2 (18). С. 23-31.

97. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СП-АС-88/93. М.: Энергоатомиздат. 1993.

98. Characteristics of solidified High-Level Wastes Products. Tecnical Reports 183. Vienna: IAEA. 1979. стр.62

99. Качество компаундов, образующихся при цементировании жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровней активности. Технические требования. РД 95 10497-93. М.: Минатом РФ. 1993.

100. Alder I.C., Houriel I.P. Concept for experimental control of radioactive waste to be disposed of in Swetzerland. "Ber Kenforsorchunsanlage". // In Lich. Conf. 1985. № 54. P. 54-65.

101. Баженов Ю.М., Волкова О.И., Духович Ф.С. и др. Условия безопасности при хранении радиоактивных цементов. // Изотопы в СССР. 1970. Т. 17. С. 17-22.

102. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами СПОРО-85. М.: Миздрав. 1986.

103. Захарова К.П., Куличеико В.В., Назин Е.Р. и др. О пожаро- и взрывобезопасности процесса битумирования // Атомная энергия. 1978. Т. 44. В. 5. С. 436437.115.

104. Комар А.Г. Строительные материалы и изделия. М.: "Высшая школа". 1971.1. С. 510.

105. Persinen A., Vasiliev I., Nechaev A. et al. Radiation Structurized Epoxy-Based Compositions: Properties and Prospects for Industrial Application. // Radiact. Phys. Chem. V. 52. № 1-6.1998. P. 233-236.

106. Коновалов С.А, Муратов О.Э., Степанов И.К., Степанов А.И. Новая композиция для иммобилизации РАО. // В сб. докладов VII международной конференции «Безопасность ядерных технологий. Обращение с РАО». СПб: изд. Pro Атом. 2004. С. 295-298.

107. Богданов Р.В., Кузнецов Р.А., Сергеев А. С. и др. Изучение возможности включения высокорадиоактивных отходов в керамические матрицы на основе естественных горных пород. // Радиохимия. 1994. Т. 36. № 5. С. 470-479. N.E.

108. Соболев И.А., Хомчик JI.M., Каратаев B.B., Дмитриев С.А., и др. Практика переработки и захоронения твердых радиоактивных отходов. // Атомные электростанции. 1980. №3. С. 14-19.

109. Поляков А.С., Жихарев М.И., Захарова К.П. и др. Отверждение отходов среднего уровня активности с использованием неорганических вяжущих. // Атомная энергия. 1985 Т. 58. Вып. 4. С. 249-252.

110. Быховская Т.А., Захарова К.П., Карпова В.Т. и др. Влияние добавки глины на свойства цементных компаундов, используемых для локализации РОА. // Атомная энергия. 1995. Т. 79. Вып. 1. С. 23-26.

111. Gagliardi S., Musy D., Rossi M. // Ingeneria Nucleare. 1970. № 1. P. 11-19.

112. Полуэктова Г.Б. и др. Обработка и удаление РАО предприятий атомной промышленности зарубежных стран. М.: ЦНИИинформ. 1990. стр.120.

113. Баринов А.С., Ожован М. И., Соболев И.А. и др. Потенциальная опасность отвержденных радиоактивных отходов. Л Радиохимия. 1990. Т. 32. Вып. 4. С. 127-131.

114. Хоникевич А.А. Очистка радиоактивно-загрязненных вод лабораторий и исследовательских ядерных реакторов. М.: Атомиздат. 1974.

115. Morton R. I., Straub С.Р." I. Amer. Water Works Assoc". 1956. V. 48. P. 5.144

116. Багрецов В.Ф., Пушкарев В.В. Взаимодействие полуобожженного доломита с различными элементами, находящимися в микроконцентрациях. // Радиохимия. 1960. Т. 2. С. 446.

117. Пушкарев В.В. Осветление и очистка низкоактивных сточных вод флотацией полуобожженного доломита. Атомная энергия. 1966. Т.20. Вып. 1. С. 53 56.

118. Чувелева Э.А. и др. Изучение ионообменной сорбции редкоземельных элементов почвами. И Физхимия. 1962. Т. 36. С. 825.

119. Beter W.G. // In: Colloq. internat. retent et Migrat. ions radioactifs sols. Saclay, 1618 oct. 1962. Gif-sunr. Ivetter (s-et-o). Paris. 1963. P. 3.

120. Amberson C.B., Rhodes D.W. // In: Practices in the Treatment of Low and Intermediate Level Radioactive Wastes. Vienna. IAEA. 1966. P. 419.

121. Wright T.P., e.a. United Kingdom Atom Energy Authority, Research Group. AERE E/R 2707.1958.

122. Amphlett С. B. Treatment and Disposal of Radioactive Wastes. N.Y. 1961.

123. Корнилович Б.Ю. и др. Очистка от цезия-137, стронция-90 с использованием природных и активированных слоистых и слоисто-ленточных силикатов. // Химия и технология воды. 1991. Т. 13. С. 1025-1029.

124. Способ очистки воды от радиоактивного цезия. Патент РФ № 2082235. 1997.

125. Богданов Р.В., Кузнецов Р.А., Сергеев А.С. Некоторые аспекты проблемы радиоактивных отходов в Северо-Западном регионе России. // Экологическая химия. 1997. 6 (2). С. 85-93.

126. Кульский J1.A. Очистка вод атомных станций. // Киев: Наукова думка. 1979.1. С.225.

127. Шарыгин J1.M., Полуяхтов А.И., Галкин В.М., Тетерин Д.М. Селективные неорганические сорбенты марки "Термоксид" для очистки питьевой воды // Тез. докл. III Межд. конгр. "Вода: экология и технология" ЭКВАТЕК-98, 26-30 мая 1998. М.: С. 346.

128. Шарыгин Л.М., Муромский А.Ю., Моисеев В.Е. и др. Сорбционная очистка ЖРО АЭС//Атомная энергия. 1997. Т. 83. Вып. 1.С. 17-23.

129. Шарыгин JI.M., Муромский А.Ю., Моисеев В.Е., Цех А.Р. Испытание селективных неорганических сорбентов Термоксид для доочистки от радионуклидов конденсатов выпарных аппаратов Белоярской АЭС // ЖПХ 1996. Вып. 69. № 12. С. 20092013.

130. Tusa E.H. IVOAs nuclide remuvel system takes to the road. Nuclear Ingeneering International. Waste Management. 1995. P. 41-43.

131. Дмитриев С.А., Лифанов Ф.А., Савкин A.E. Варианты переработки кубовых остатков АЭС. МосНПО "Радон" // Тез. докл. II Межд. конф. "Радиационная безопасность: радиоактивные отходы и экология", 9-12 ноября 1999. М. 1999. С. 52-53.

132. Савкин А.Е., Сластенников Ю.Т., Синякин О.Г., Корчагин Ю.П. Проведение стендовых испытаний очистки кубовых остатков АЭС с помощью селективных сорбентов. М. 1997. Деп. в ВИНИТИ 30.07.97. № 2552-В97. 7 с.

133. Савкин А.Е., Синякин О.Г., Сластенников Ю.Т., Моренова А.Г. Окислительно-сорбционная очистка кубовых остатков АЭС от радионуклидов. МосНПО "Радон". М. 1997. Деп. в ВИНИТИ 30.07.97. №2553-В97. 9 с.

134. Лифанов Ф.А., Савкин А.Е., Сластенников Ю.Т. Очистка высокосолевых ЖРО методом селективной сорбции // Вопросы материаловедения. 1997. № 5. С. 22-23.

135. Гвахария В., Цицишвили В., Сакварелидзе Н., Долаберидзе Н. Применение природных цеолитов в качестве фильтрующего материала при очистке воды // Тез. докл. III Межд. конгр. "Вода: экология и технология". ЭКВАТЕК-98, 26-30 мая 1998. М. 1998. С. 240.

136. Rudolph G., Koster R. Immobilization of strontium and cesium in intermediate-level liquid wastes by solidification in cement. // In: Scientific basis for nuclear waste management. Ed. G. J. McCarthy. N.Y.: Plenum Press. 1980. P. 467-470.

137. Раузен Ф.В., Кулешов Н.Ф., Трушков Н.П. и др. Применение ионного обмена и электродиализа для очистки жидких радиоактивных отходов. // Атомная энергия, 1978. Т. 45. Вып. 1.С. 49-53.

138. Рябчиков Б.Е. Современные методы подготовки воды для промышленного и бытового использования. М.: Делипринт. 2004.326 с.

139. Bums R.H., Clarke Y.H. Harwell experience in waste management. // In: Management of low-and intermediate-level radioactive wastes: Proc. of Symp. Aix-en-Provence. 7-11 Sept. 1970. Vienna: IAEA. 1970. P. 419-432.

140. Robinson R.A., Lasher L.C. Low-level radioactive liquid waste treatment in ORNL. // In: Management of low-level radioactive waste. N.Y. etc. Pergamont Press. 1979. V. 1. P. 353-367.

141. Мартынов Б.В., Кожинов Е.Г., Трушков Н.П. и др. Оптимизация технологии и опытно-промышленная проработка жидких радиоактивных отходов Тихоокеанского флота. // Атомная энергия. 1999. Т. 86. Вып. 1. С. 27-32.

142. P.M. Уоллес. Роль ионного обмена в операциях на «Три майл Айленд» // в материалах международной конференции 3-6 сентября 1986. Харуэл. Великобритания. 1986 С. 128-136

143. Hofstettr K.J., Hitz C.G. Use of the Submerged Demineralizer Sistems at Three Mile Island // Seperation Science and Technology. 1983. №18. P. 1747.

144. Мацкевич Г.В. Переработка радиоактивных жидких отходов на АЭС и проблемы их безопасного хранения. // Электрические станции. 1979. № 7. С. 9-13.

145. OyenL. Radwaste Design and Experience Workshop. Waste Management. Proc. Symp. Waste Management'75. Tucson. 1975. P. 221-235.

146. Kikuchi, Sugimoto Y., Yuso H., Ebara K. Development of a laundry waste treatment system. // Nucl. Engng. and Des. 1977. V. 44. № 3. P. 423-420.

147. Кичик В.А., Кулешов Н.Ф., Малинин А.А. и др. Ультрафильтрация в процессах очистки вод низкого уровня радиоактивности. // В сб.: Атомные электрические станции. М.: Эенргоатомиздат. 1991. Вып. 12. с. 272-281.

148. Greenawey W.R., Klein W.J., Markind J., Stana R.R. Treatment of radioactive steam-generator blowdawn. // Ind. Water Engng. 1973. V. 10. № 2. P. 22-24.

149. Oyen, L.C., Old and New Methods of Radioactive Waste Treatment and Solidification. Trans. Amer. Nucl. Soc. 1975. V. 22. P. 121-122.

150. Hillmer, Т., Shoemaker, D., Rationale for the Choice of Radwaste Volume Reduction by Hyperfiltration at a Tennessee Valley Authority Nuclear Plant. 1983. V. 44. №1. P. 92-93.

151. Georgeton, G.K., Kilpatrik, L.L., Siler, J.L., "Concentration of Simulated Low Level Radioactive Wastewater by Reverse Osmosis" Amer. Inst. Chem. Eng. Summer Nat. Meet. Denver. Colorado. Aug. 21-24, 1988. P. 8.

152. Buckley, L.P., Gupta S., S.K., Slade, J.A., "Treatment of Low-Level Radioactive Waste Liquid by Reverse Osmosis". Proc. Int. Conf. ICEM'95. Berlin. 1995. P. 1015.

153. Карлин Ю.В., Чуйков В.Ю., Адамович Д.В. и др. Переработка жидких радиоактивных отходов с помощью мобильных модульных установок. // Атомная энергия. 2001. Т. 90. Вып. 1.С. 65-69.

154. Опыт эксплуатации установок цементирования РАО в МосНПО "Радон". -Сергиев Посад: НПО"Радон". 1996.

155. Сорокин В.Т., Шведов А.А., Попова О.С. и др. Разработка защитных контейнеров для низко- и среднеактивных отходов. // Экологическая химия. 1997. Т. 6. № 3. С. 187-190.

156. Соболев И.А., Тимофеев Е.М., Пантелеев В.И. и др. Передвижная установка маломинерализованных низкоактивных отходов. // Атомная энергия. 1992. Т. 73. Вып. 6. С. 474-478.

157. ГОСТ 18 164-72. Вода питьевая. Метод определения содержания сухого остатка.

158. РД. 52.24.468-95. Определение взвешенных веществ и общего содержания примесей в водах весовым методом.

159. РД. 52.24.495-95. Определение рН и удельной электрической проводимости поверхностных вод суши.

160. РД. 52.24.483-95. Определение сульфатов в водах весовым методом.

161. РД.52.24.407-95. Аргентометрическое определение хлоридов в водах.

162. Унифицированные методы исследования качества вод и химический анализ вод. СЭВ, М.-1977г.

163. РД.52.24.476-95. ИК-фотоколориметрическое определение нефтепродуктов вводах.

164. РД.52.24.368-95. Экстракционно-фотометрическое определение в водах суммарного содержания анионных синтетических поверхностно-активных веществ (СПАВ).

165. РД.52.24.377-95. Атомно-абсорбционное определение металлов в поверхностных водах суши с прямой электротермической атомизацией проб (железо, алюминий, марганец, хром, медь, никель, цинк).

166. Руководящий документ. Гамма-спектрометрический метод определения объемной активности радионуклидов в сточных водах. РД-957-89. 1989.23 с.

167. Бахур А.Е., Малышев В.И., Мануйлова Л.И. и др. Подготовка проб природныхвод для измерения суммарной а- и 0- активности // Методические рекомендации. М.: НПП «Доза». 1977 г. 24 с.

168. Иванова JI.M. Метод одновременного определения 90Sr, 137Cs, 144Се в морской воде // Радиохимия. Т. IX. Вып. 5.1967. С. 622-633.

169. Чулищев В.Б., Шкуро В.Н. Методика радиохимического анализа144Се и 65Zn из одной пробы морской воды // Труды института экспериментальной метеорологии. Гл. упр.гидрометеорологической службы при СМ ССР. М.: Гидрометеоиздат. 1977. С.121-129.

170. Москвин JI.H., Мирошников В. С., Слуцкий Г. К. Ионообменник на основе фосфата циркония. // Авт. свид. № 347306.1972. Бюлл. изобр. № 24. С. 69-72.

171. Москвин JI. Н., Мельников В. А. Непрерывное двухмерное хроматографическое разделение рубидия и цезия // Атомная анергия. 1974. Т.36. № 5. С. 367.

172. Lefebre J., Gaymard F. L'acide antimonique exchangeur d'ions.// C. R. Acad. Sc. Paris. 1965. T. 260. №8. P. 6911-6914.

173. Baetsle L. H., Huys D. Structure and Ion exchange Propertiese Antimonium Acide// J. Inorg. Nucl. Chem. 1968. Vol. 30. P. 639-645.

174. Преображенский Б. К., Калямин А. В., Лилова О.М. и др. // Радиохимия. 1968. Т. 10. №8. С. 377-380.

175. Ровинский Ф.Я., Иохельсон С.Б., Юшкан Е.И. Методы анализа загрязнения окружающей среды. Токсичные металлы и радионуклиды. М.: Атомиздат. 1978.264 с.

176. Павлоцкая Ф.И., Новиков А.П., Мясоедов Б.Ф. и др. Формы нахождения радионуклидов в воде и донных отложениях некоторых промышленных водоемов ПО «Маяк» // Радиохимия. 1998. Т. 40. № 5. С. 462 467.

177. Демина Л.Л., Гордеев В.В., Фомина Л.С. Формы Fe, Mn, Zn и Си в речной воде и взвеси и их изменения в зоне смешивания речных вод с морскими (на примере рек бассейнов Черного, Азовского и Каспийского морей. // Геохимия. 1978. № 8. С. 1211 — 1228.

178. Громов B.B., Москвин А.И., Сапожников Ю.А. Техногенная радиоактивность мирового океана. М.: Энергоатомиздат. 1985.272 с.

179. Москвин J1.H., Мирошников B.C., Мельников В.А., Леонтьев Г.Г., Слуцкий Г.К. Экспрессный хроматографический радиохимический анализ // Атомн. Энергия. 35. 1973. С. 83-86.

180. Abe М., Ito Т. Synthetic Inorganic Ion-exchange Materials.XIII. The Mutual Seperation of Alkali Metals with Three Different Antimonic Acids.//Bull. Cherm. Soc. Japan, 1969. V. 42. P. 2683-2683217. Картотека A. S. Т. M.

181. Новиков Б. Г., Белинская Ф. А., Матерова Е.А. Ионообменные свойства сурьмянокислотных ионообменников // Вестн. ЛГУ. 1969. № 10. Вып. 2. С. 97.

182. Егоров Ю.В. Статика сорбции микрокомпонентов оксигидратами. М.: Атомиздат.

183. Riitz J. «Kemenergie». 1971. Bd 14. № 6. S. 182.

184. Герасимов В. В., Касперович А. И., Мартынова О. И. Водный режим атомных электростанций. М.: Атомиздат. 1976. С. 130.

185. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. Вып. 27. М.: изд. ЦНИИатоминформ. 1977.

186. Мынкин К. П. Сепарационные устройства паровых котлов. М.: «Энергия». 1971. С. 39.

187. Кульский Л.А., Страхов Э.Б., Волошинова A.M. и др. Вода в атомной энергетике. Киев: Наукова Думка. 1983.

188. Юдин М.Ф. Метрологическое обеспечение измерений активности радионуклидов при радиационном контроле // Обзорная информация. М.: 1989.

189. Wiecken A. Konzeption und Methoden fur die Uberwachung der radioactiven Kontamination der Nahrungskelte Boden // Bewuchs-Milch in der Umgebung von Kernkraftwerken. "Kiel, milchwir. Forschungsber. 29. № 2. 1977. P. 141-149.

190. Радиационная безопасность в атомной энергетике. Под ред. А. И. Бурназяна. -М.: Атомиздат. 1981.

191. Москвин JI. Н., Мирошников В. С., Мельников В. А., Слуцкий Г. К. Разделение рубидия и цезия на цирконилфосфате с политетрафторэтиленом. // Радиохимия. 1974. Т. 16. № 1. С. 50-54.

192. Волъхин В. В., Львович Б. И. ЖПХ, 1967, т. 40, с. 988-993.

193. Pekarek V., Vesely V. Synthetic Inorganic Ion Exchangers. P. 54.

194. Hooper T.W. The Application of Inorganic Ion Exchengers to the Treatment of Alfa-bearing Waste Streams // Inorganic Ion Exchangers and Absorbents for Chemical Processing in the Nuclear Fuel Cycle. IAEA-Tecdoc-337. IAEA. Vienna. 1985. P.l 13-131.

195. Berak L., Munich J. Coll. Cr. Chem. Com., 31.2.331.1966.

196. Егорова H.B., Крылов B.H., Степанов A.B. Неорганические сорбенты в радиохимическом анализе морской воды. Кремнефторид бария как коллектор 90Sr // Радиохимия. № 5.1978. С. 742 746.

197. Москвин Л. Н., Мирошников В. С., Мельников В. А., Слуцкий Г. С. Разделение рубидия и цезия на цирконилфофате с политетрафторэтиленом. // Радиохимия. 1974. Т. 16. Вып. 1. С.50-53.

198. Ласкорин Б.Н., Бондаренко Л.И. Особенности сорбции двузарядных катионов ионитами на основе сурьмяной кислоты // Доклады АН СССР. 1976. 229. № 6. С. 1411 -1414.

199. Бондаренко Л.И., Культич Т.С., Стрелко В.В. Исследования сорбции ионов стронция на сурьмянофосфорнокремниевом катионите. // Укр. Хим. Журнал. 1977. Т. 43 №5. С. 471 -473.

200. Белинский Ф. А., Милицина Э. А.-Усп. хим., 1980, т. 19,№ 10, с. 1904-1912.

201. Strelow F.W.E., Weinirt C.H.S.W. Comparative Distribution Coefficients and Cation Exchange Behavior of the Alkaline Earth Elements With Various Complexing Agents // Talanta. 1970. Vol. 17. P. 1-12.

202. Крылов B.H., Егоров H.B., Гедеонов Л.И. и др. // Радиохимия. 1973. Т. 15, №5.1. С. 657.

203. Aubertin С., Colombes D., Lefebvre J. et.al. Process for Separating Strontium from Fission Product Solution by Fixing on Antimonic Acid. US Patent N3 999 030.1968.

204. Сборник методик по радиохимическому анализу и радиометрическим измерениям. М.: ВИ. 1985. С. 68-80.

205. Станции переработки вод. Техническое описание и инструкции по эксплуатации. Ч 8. Сборник методик химического, радиохимического анализа ЖРО СПВ.ВНИПИЭТ. 1984.

206. Миллипор. Общий каталог оборудования. 1989.

207. Мембраны и мембранная техника. Каталог. Черкассы. НПО "Полимерсинтез".

208. Григорьев А.П, Федотова О.Я. / Лабораторный практикум по технологии пластических масс. Т.2. М.: Высшая школа. 1977. С. 206.

209. Сергеев А.В. Химически модифицированные трековые мембраны // Тезисы докладов Всеросийской конференции «Мембраны-2004». М. 2004. С.60.

210. Бильдюкевич А.В., Фенько Л.А. Влияние состава и способа приготовления формовочного раствора на структуру и свойства микропористых фторопластовых мембран // Тезисы докладов Всеросийской конференции «Мембраны-2004». М. 2004. С. 112.

211. Ложкин В.Е., Мацкевич Л.С., Шамолина И.Д. Исследование возможностости импрегнирования мембран типа МФАС-М. // Изд. НПО "Полимерсинтез". 1989.50 с.

212. Ампелогова Н.И. // Радиохимия полония. М.: Атомиздат. 1976.

213. Flynn W.W. // Analyt. Chim. Acta. V. 43,1 2. 1968. P. 212-227.

214. Москвин Л.Н., Мирошников B.C., Мельников B.A., Орленков И.С., Четвериков В.В., Константинов В.П. Разработка метода автоматизированного контроля радиойода в водном теплоносителе йода // Атомная энергия. Т. 53. Вып. 2. 1982. С. 101102.

215. Москвин Л.Н., Мирошников B.C., Мельников Н. А., Четвериков В.В. М.: Атом, энергия. Т. 47. Вып. 5. 1979. С. 303-305.

216. Мельников В.А., Москвин J1.H., Четвериков В.В. Хроматографическое выделение ионных форм радиойода из водных растворов на неорганическом ионообменнике гидроксиде висмута // Радиохимия. Т. 25, № 5. 1983. С. 675-679.

217. Дубинин О.Д., Погодин Р.И. Метод определения содержания радиоактивных изотопов йода в объектах окружающей среды и биоматериале. // Гигиена и санитария. 1981. №6. С. 53-54.

218. Рабинович В.А., Хаип З.Я. // Краткий химический справочник. Л.: Химия. 1978. С. 254.

219. Arnikar H.J., Daniels Е.А, Kulkarni S.V. / J. Indian Chem. Soc. Vol. 52. August 1975. P. 711-712.

220. Сборник типовых методик радиационного контроля. ВНИИАЭС. 2001.

221. Niese U., Niese S. Determination of Actinide Nuclides in Water Samples from the Primary Circuit of a Reasearch Reactor// J.Radioanal.Nucl.Chem.1985. V.91. P. 17-24.

222. Якунин М.И., Дубасов Ю.В. // Радиохимия. 1986. Т. XXYIII. Вып. 2. С. 271276.

223. Kimura Т., Kobayashi Y. Determination of Alfa-emitters in Combastible Solid Materials //J.Radioanal.Nucl.Chem. 1985. V.94. № 6. P.381-390.

224. Пелевин JI.A., Гедеонов А.Д., Шувалов Б.Н. Получение радиоизтопночистого Ри-237 и его применение для изучения процессов выделения плутония из объектов окружающей среды.-Радиохимия, 1988, т.30, вып.6, с.806-811.

225. Крот Н.Н., Бессонов А.А., Гелис А.В. Соосаждение трансурановых элементов из щелочных растворов методом возникающих реагентов. II Соосаждение Pu (VI, V) с Мп(ОН)2. // Радиохимия. Т. 40. № 6. 1998. С. 555 557.

226. Wei Y., Kumagai М., Takashima Y. A Rapid Elution Method of Tetravalent Plutonium from Anion Exchanger// J. Nuclear Science and Technology. Vol. 36. № 3. 1999. P. 304-306.

227. Милютин B.B., Тананаев И.Г. Сорбция нептуния (VI, V) и плутония (VI) на неорганических сорбентах из нейтральных и щелочных сред // Радиохимия. Т. 33. № 3. 1993. С. 70-75.

228. Martin Sanches A., Vera Тоше F., Dias Bejarano J. Natural isotopic separation of uranium in the buadiana basin // J.Radioanal. and Nucl. Chem.: Letters. 1987, V. 118. № 4 P.291-298.

229. Jushi S.R. Lanthanum Fluoride Coprecipitation Technique for the Preparation of Actinides for alfa-particle Spectrometry// Radioanal. and Nucl. Chem. V. 90/2. 1985. P. 409 -414.

230. Myasoedov B.F., Lebedev I.A. // C.R.C. Critical Reviews in Analitical Chemistry. 1985. V.15.4. P347-394.

231. Хитров Ю.А., Макарчук Т.Ф. Особенности вводно-химического режима бассейнов выдержки отработавшего топлива атомных электростанций. // материалы Советско-французского семинара «Вопросы термомеханики радиационных формоизменений». 1985. С. 10.

232. Шарыгин JI.H., Моисеев В.Е., Муромский А.Ю. Исследование дезактивации водного теплоносителя бассейнов выдержки АЭС селективным неорганическим сорбентом фосфатом титана // Радиохимия. Т. 36. Вып. 6.1994. С. 510 513.

233. Мамченко А.В., Якимова Т.И., Кривдин В.Г. и др. Обессоливание воды ионитами // Химия и технология воды. Т. 11. № 11.1989. С. 990 1011.

234. Шубина Н.И., Гулин Б.М. Исследование очистки ЖРО пунктов захоронения РАО киевского государственного межобластного ионообменным методом. // Научно-техн. сборник «Problems of Chernobyl Exclusion Zone». Вып. 3. Киев: Наукова думка. 1996. С. 195- 199.

235. Результаты работы опубликованы:

236. Москвин JI.H., Мельников В.А., Епимахов В.Н. и др. Получение пористых блочных неорганических сорбентов с использованием пенополиуретана и их сорбционные свойства // ЖПХ. 1983. № З.С.516-520.

237. Москвин JI.H., Мельников В.А., Епимахов В.Н. Сорбционные свойства сурьмяной кристаллической кислоты, модифицированной политетрафторэтиленом. // Радиохимия. 1980. Т. XXII. Вып. 2. С. 194-198.

238. Москвин JI.H., Мельников В.А., Цыганков Н.Я., Епимахов В.Н. Определение влажности пара на АЭС с реакторами кипящего типа методом экспрессного радиохимического анализа. // Атомная энергия. 1980. Т. 48. Вып.4.С. 246-247.

239. Мельников В.А., Москвин JI.H. Епимахов В.Н. Комплексный радиохимический анализ радионуклидов в водных сбросах и водоемах-охладителях АЭС. 2. Избирательное выделение радионуклидов 89,90Sr. // Радиохимия. 1985.Т. ХХУН, Вып.4. С. 490-494.

240. Москвин JI.H., Мельников В.А., Леонтьев Г.Г, Епимахов В.Н. Автоматизированная установка выделения радионуклидов из водных сред. // В межотраслевом н-т сборнике "Научно-технические достижения". М.: изд. Меж-отр. н.т.с. 1987. №4. С. 96-101.

241. Москвин Л.Н., Епимахов В.Н., Амосова О.А. Определение полония в водных средах с использованием металлосодержащих мембран. // Радиохимия, 1992. Т.ХХХ1У. Вып. 1,С. 183-188,

242. Moskvin L.N., Yepimakhov V.N., Amosova О.А. Determination of polonium in aqueous media using metalcontaining membranes. // J. Radioanalitical and Nuclear Chemistry. Letters, 1993. №175(6). P. 455-466.

243. Епимахов B.H., Глушков С.В.Определение альфа-излучающих радионуклидов в водном теплоносителе АЭУ с использованием мембран, импрегнированных гидратированным диоксидом марганца. // Радиохимия. 1994.Т.36, Вып.6. С.514-517.

244. Епимахов В.Н., Амосова О.А., Четвериков В.В. Сорбционное выделение радионук-лидов из водных растворов на металлосодержащих мембранах. // Радиохимия, 1994. Вып. 4 С. 333-337,

245. Епимахов В.Н., Носовский А.В., Некрестьянов С.Н., Леонтьев Г.Г. и др. Анализ состояния ЖРО хранилищ ПО ЧАЭС их радиационной и экологической безопасности. -Вопросы материаловедения. 1997.Вып.2(8). С. 45-64.

246. Yepimakhov V.N., Glushkov S.V. Determination of U, Pu, Am and Cm in water coolant of nuclear power plants using membranes impregnated with hydrated manganese dioxide. //J. Padijanalitical and Nuclear Chemistry. 1998. Vol. 232, Nos 1-2. P.163-166.

247. Yepimakhov V.N., Chetvericov V.V. Radioiodine adsorption from agueou solution on Metal-containing Membrane filters. // J. Radioanalitical and Nuclear Chemistry. 1998. Vol. 232, Nos 1-2. P. 167-170.

248. Епимахов B.H., Ефимов А.А. Леонтьев Г.Г., Мельников В.А. Наукоемкие технологии НИТИ им. А.П. Александрова по обращению с радиоактивными отходами. // Экология и атомная энергетика. 1998. Спец. вып. С. 40-43.

249. Епимахов B.H., Олейник M.C., Мартынов B.B. Отверждение цементированием концентратов радиоактивно загрязнённых природных вод. // Атомная Энергия. 1999. Т.87. №4. С. 53-57.

250. Епимахов В.Н., Олейник М.С. Оценка экологической опасности продуктов цементирования концентратов минерализованных жидких радиоактивных отходов. // Экологическая химия. 2000.Т. 9, № 2. С. 139-145.

251. Епимахов В.Н., Панкина Е.Б., Олейник М.С., Глухова М.П., Прохоркин С.В., Чешун А.В. Дезактивация технологических водных сред ЯЭУ цеолитами типов NaA(4A),

252. NaX(13X), Zk-5 с повышенной адсорбционной емкостью и их утилизация методом цементирования. // Радиохимия. 2002. Т.44. Вып. 3 С. 279-284 .

253. Епимахов В.Н., Василенко В.А., Ефимов А А., Олейник М С., Прохоркин С.В. Локальные системы подготовки питьевой воды. // В сб. Экологические вести СПб.: изд. н-т сов. при губерн. Лен. обл. 2003 , Вып. 7. С. 45-51.

254. Епимахов В.Н, Москвин Л.Н. Развитие экспрессного хроматографического радиохимического анализа применительно к решению задач технологического и радиоэкологического контроля в атомной энергетике. // Экология и атомная энергетика. 2003. Вып.2. С. 76-79.

255. Панкина Е.Б, Епимахов В Н., Доильницын В.А. Системный подход к процессам обращения с радиоактивными отходами транспортных ЯЭУ // IV Международный конгресс химических технологий СПб. 2003. С. 45 46.

256. Панкина Е.Б, Епимахов ВН., Доильницын В А. Анализ источников образования и путей формирования ЖРО транспортных ЯЭУ для раздельного сбора с целью минимизации // IV Международный конгресс химических технологий. СПб. 2003. С. 50.

257. Панкина Е.Б, Епимахов В.Н., Глухова М.П., Румынии Г.В. Моделирование прогноза миграции радионуклидов в грунтовых водах от хранилищ радиоактивных отходов. // В сб. научных трудов «Технологии и системы обеспечения жизненною цикла

258. ЯЭУ. Радиохимический контроль и экологический мониторинг в атомной энер.етике». изд «Менделеев». 2004. Вып. 2. С. 84-90.

259. Епимахов В.Н., Мысик С.Г., Глушков С.В., Амосова О.А. Аппаратурно-методический комплекс корабельный радиометр РКС-02С // В сб. науч трудов «Технологии и системы обеспечения жизненного цикла ЯЭУ». СПб: изд Менделеев. 2005. С. 65-72.

260. Yepimakhov V.N, Moskvin L N., Rapid Radiochemical Analysis Based on the Principals of Membrane-Sorption Release of Radionuclides // 7th Russian Finnish Symposium on Radiochemistry «Modern Problems of Radiochemistry». 2005. SP. P. 114.

261. Василенко В.А., Ефимов А А., Епимахов В.Н , Константинов E.A., Степанов А.И, Степанов И.К. Обращение с радиоактивными отходами в России и странах с развитой атомной энергетикой // Под ред. Василенко В.А. СПб.: Моринтех. 2005. 303 с.

262. Епимахов В.Н., Олейник М.С. Включение радиоактивных ионообменных смол в неорганические связующие. // Атомная Энергия. 2005. Т.99. № 3. С. 171-177.

263. Епимахов В.Н., Москвин Я. Н. Переработка жидких радиоактивных отходов ЯЭУ на мобильных автономных очистных установках. // Атомная Энергия. 2005.Т. 99. №3 С.283-289.

264. Авторские свидетельства и патенты.

265. Москвин JI.H., Епимахов В Н , Глушков С.В. Способ контроля а-излучающих радионуклидов в водном теплоносителе АЭУ. //Ас №1693990,. 1990. Б.И. №3.

266. Епимахов В Н, Амосова О.А., Глушков С.В., Москвин JI.H. Способ контроля полония в водных средах .//А. с. №1538713 1991. Б. И. №8.

267. Мельников В.А., Москвин J1.H., Епимахов В.Н., Петров С.В., Мирошников B.C., Четвериков В.В. Способ определения изотопов йода в теплоносителе транспортных ядерных установок. // А. с. №1693990. 1997. Б.И. №2.

268. Москвин JI.H., Епимахов В.Н., Булыгин В.К., Зенкевич Э.Ф. Глушков С.В. Способ очистки от радиоактивных примесей воды бассейнов выдержки ОТВС АЭС. // А. с. №1679745. 1997.Б. И. №2.

269. Епимахов В Н., Олейник М.С. Способ отверждение жидких радиоактивных отходов. // А. С. №2115963.1998., Б И.№20.

270. Епимахов В.Н., Олейник М.С. Способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных жидких отходов в полевых условиях. // Патент РФ №2144708,2000. Б.И. №2.

271. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Панкина Е.Б., Прохоркин С В. Способ обезвреживания маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод в полевых условиях. // Патент РФ №2158449,2000. Б И. №30.

272. Епимахов В.Н., Панкина Е Б, Прохоркин С.В., Епимахов Т.В. Способ обращения с отработавшими радиоактивными теплоносителями техническими растворами ЯЭУ научных центров. // Патент РФ № 2168221,2001.Б.И. № 15.

273. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Панкина Е.Б, Прохоркин С.В. Способ обезвреживания маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод в полевых условиях. // Патент РФ №2195726, 2002.Б И , №36.

274. Епимахов В.Н, Олейник М.С., Смирнов В Д., Алешин A.M. Способ переработки жидких радиоактивных отходов. // Патент РФ № 2200995, 2003. Б И., №8

275. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Глушков С.В., Прохоркин С.В. Способ переработки кислотных жидких радиоактивных отходов // Патент РФ № 2201630. 2003. Б.И.№9.

276. Епимахов В.Н., Олейник М.С. Способ включения радиоактивных ионообменных смол в портландцементное связующее. // Патент РФ №2217825. 2003.Б.И. №33.

277. Епимахов В.Н., Мысик С Г. Четвериков В.В. Способ контроля радионуклидов йода в водном теплоносителе АЭУ. // Патент РФ №2225648.2003.Б И.№7.

278. Епимахов В Н., Гурленов В.А., Смирнов В Д, Алешин A.M., Шилов В.В , Владимиров С.П., Олейник М.С. Способ цементирования ЖРО и устройство для его реализации // Патент РФ №2218618,2003.Б И.№34.

279. Епимахов В.Н., Олейник М С., Смирнов В Д Способ включения радиоактивных ионообменных смол в портландцеменное связующее.// Патент РФ №2231842. 2004. Б.И.№18.

280. Епимахов В.Н., Смирнов В.Д, Олейник М.С., Глушков С.В., Пащенко С.В., Прохоркин С.В., Вилков Н.Я., Ильин В.Г. Способ переработки мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких отходов. // Патент РФ №2221292.2004.Б.И.№ 1.

281. Епимахов В.Н., Глушков С.В., Олейник М.С., Епимахов Т.В. Способ получения обессоленной воды и воды высокой чистоты для ядерных энергетических установок научных центров - Заявка на изобретение № 2004131328/15(034050) Приоритет от 26.10.2004.

282. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Глушков С.В., Епимахов Т.В. Способ обезвреживания мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких отходов в полевых условиях. - Заявка на изобретение № 2004113700/06(014661). Приоритет от 05.05.2004.

283. Епимахов В.Н., Олейник М.С., Панкина Е.Б., Епимахов Т.В., Климов Н.И. Способ очистки воды от радиостронция. Заявка на изобретение № 2004/31337/15(034059). Приоритет от 01.12.2005 г.