Физико-химические процессы при взаимодействии реакторного графита с оксидно-карбоновыми системами тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 02.00.04, кандидат наук Шавалеев, Марат Рамилевич

• Шавалеев, Марат Рамилевич
• кандидат наук
• 2017

Оглавление диссертации кандидат наук Шавалеев, Марат Рамилевич

Введение

ГЛАВА 1. РЕАКТОРНЫЙ ГРАФИТ КАК ВИД ТВЕРДЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ. СПОСОБЫ ЕГО ПЕРЕРАБОТКИ И УТИЛИЗАЦИИ

1.1. Графит в ядерных энергетических установках

1.2. Способы утилизации и переработки твердых радиоактивных отходов

1.3. Переработка реакторного графита окислением в расплавах солей

Выводы по главе 1

ГЛАВА 2. ТЕРМОДИНАМИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ, ПРОТЕКАЮЩИХ ПРИ НАГРЕВАНИИ РАДИОАКТИВНОГО ГРАФИТА В РАЗЛИЧНЫХ СИСТЕМАХ

2.1. Описание программы Terra и методика проводимого термодинамического моделирования

2.2. Анализ и обработка результатов термодинамического моделирования в различных системах

2.2.1.Термодинамический анализ процессов, протекающих при нагреве

реакторного графита в атмосфере азота

2.2.1.1. Переработка реакторного графита в атмосфере азота в электродуговых печах

2.2.2. Термодинамический анализ процесса нагрева реакторного графита в оксидно-карбонатных системах

2.2.3. Термодинамические расчеты взаимодействия реакторного графита с

оксидами NiO и CuO в расплавах карбонатов

Выводы по главе 2

ГЛАВА 3. ТЕРМИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ ПРОЦЕССОВ ОКИСЛЕНИЯ ГРАФИТА

В РАСПЛАВАХ СОЛЕЙ С ОКСИДАМИ CuO И NiO

3.1. Аналитический обзор работ по восстановлению оксидов металлов углеродом

3.1.1. Восстановление оксидов меди углеродом

3.1.2. Восстановление оксидов никеля углеродом

3.2. Методика экспериментального исследования

3.3. Результаты экспериментальных исследований

3.3.1. Термограммы нагревания оксида меди и углерода

3.3.2. Термограммы нагревания оксида меди в бинарной системе солей

3.3.3. Термограммы нагревания системы Си0-С-Ыа2С03-К2С03

3.3.4. Термограммы нагревания системы Си0-Ыа2С03-К2С03-Ь12С03

3.3.5. Термограммы нагревания системы Си0-С-Ыа2С03-К2С03-Ь12С03

3.3.6. Термограммы нагревания оксида никеля и углерода

3.3.7. Термограммы нагревания оксида никеля в бинарной системе солей

3.3.8. Термограммы нагревания системы М0-С-Ыа2С03-К2С03

3.3.9. Термограммы нагревания системы М0-Ыа2С03-К2С03-Ь12С03

3.3.10. Термограммы нагревания системы М0-С-Ыа2С03-К2С03-Ь12С03

3.4. Теоретические значения энтальпии реакций, протекающих при нагреве графита в различных системах

3.5. Определение энтальпии реакций эталонных смесей

3.6. Расчетные значения энтальпии реакций, протекающих при нагреве графита в различных системах

3.7. Статистическая обработка полученных значений температуры

протекающих процессов

Выводы по главе 3

ГЛАВА 4. ТЕРМОГРАВИМЕТРИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ ПРОЦЕССА ОКИСЛЕНИЯ ГРАФИТА В ОКСИДНО-КАРБОНАТНЫХ СИСТЕМАХ

4.1. Аналитический обзор степени окисления углерода Си0 и N10

4.2. Методика эксперимента

4.3. Результаты термогравиметрического анализа

4.3.1. Максимальное теоретическое изменение массы при взаимодействии углерода с оксидами N10 и Си0

4.4. Кинетические уравнения, характеризующие процесс взаимодействия углерода с оксидами в расплавах солей

4.5. Определение энергии активации систем

Выводы по главе 4

ГЛАВА 5. ТЕХНОЛОГИЯ ПЕРЕРАБОТКИ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА

5.1. Технология переработки реакторного графита методом окисления в расплаве солей

5.1.1. Конструкция печи, применяемая для переработки реакторного графита методом окисления в расплаве солей

5.1.2. Состав, количество и стоимость реагентов для переработки реакторного графита методом окисления в расплаве солей

5.1.3. Стоимость электроэнергии, требуемое для нагревания реакторного графита с целью его переработки

5.2. Технология переработки реакторного графита в атмосфере азота в

электродуговых печах

Выводы по главе 5

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Список литературы

Приложение А

Приложение Б

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Физико-химические процессы при взаимодействии реакторного графита с оксидно-карбоновыми системами»

Введение

Актуальность темы исследования. Атомная энергетика — активно развивающаяся и наиболее перспективная отрасль, уже сегодня в мире работает около 440 энергоблоков атомных электростанций (АЭС) с общей мощностью около 350 ГВт, еще 20 реакторов находятся на различных стадиях строительства.

Использование атомной энергетики - экономически заманчивая идея, однако АЭС имеют ряд ключевых проблем, не позволяющих более масштабное их внедрение в энергетику. Одной из таких проблем является безопасная утилизация радиоактивных отходов (РАО) после вывода из эксплуатации реакторов, отработавших свой ресурс. Это дорогостоящий и трудоемкий процесс, который сильно уменьшает рентабельность атомных реакторов.

В настоящее время наблюдается массовое техническое «устаревание» урано-графитовых энергоблоков и вопрос о безопасной утилизации РАО встает все острее. В ближайшее время в период с 2018 по 2023 гг. реакторы первого поколения полностью выведут из эксплуатации, а с 2025 года начнется постепенное выведение АЭС второго поколения.

Некоторые типы реакторов первого и второго поколения предусматривают наличие в качестве замедлителя и отражателя графит. Графитовые элементы со временем накапливают в себе небольшое количество урана (235и), элементов превращения (238Ри, 239Ри, 241Лш и т. д.), радионуклиды (такие, как тритий и 14С), а также продукты деления (137Сб, 90Бг, 152Еи и т. п.). Таким образом, радиоактивный графит сам становится источником радиации, что создает дополнительные трудности при эксплуатации реактора и безопасной утилизации графитовой кладки.

Общее количество облученного графита, по оценкам специалистов, в странах мира составляет около 230-250 тыс. тонн, а его удельная активность (прогнозируемая) составляет, по различным источникам, от 3-6 Ки/т до 25-100 Ки/т по 14С.

Наиболее перспективным способом утилизации является беспламенное сжигание графита в расплаве солей и оксида свинца, что позволяет значительно сократить его объём (в 20-100 раз) и массу (в 10-20 раз) от первоначального. Но использование оксида свинца значительно ухудшает экологическую обстановку за счет получения в конечном результате легкоплавких высокотоксичных элементов и его соединений (РЬ02, РЬО, РЬ20, РЬ203), которые могут попасть в окружающую среду.

В связи с этим диссертационная работа, посвященная проблеме совершенствования способа переработки радиоактивного графита и созданию рациональной системы его окисления в солях, представляется весьма актуальной.

С целью совершенствования технологии переработки реакторного графита нами исследовалась возможность применения для этой цели менее токсичных оксидов никеля и меди. Кроме того, для уменьшения рабочей температуры конгломерата расплавов проанализирована возможность применения тройной системы солей.

Параллельно нами были изучены физико-химические процессы, протекающие при нагревании реакторного графита в атмосфере азота, связанные с нештатными ситуациями, сопровождающимися повышением температуры реакторного пространства.

Таким образом, диссертационная работа, направленная на совершенствование способа переработки радиоактивного графита и создание рациональных систем его окисления, является весьма актуальной.

Степень разработанности темы исследования. Фундаментальный вклад в изучении механизма и кинетики восстановления оксидов металлов внесли Г. И. Чуфаров, Е. П. Татиевская, В. Ф. Балакириев, а исследованием переработки вторичного сырья в расплавах - Н. А. Ватолин, Г. Ф. Казанцев, Н. М. Барбин, А. Г. Морачевский.

Проблемой переработки радиоактивного реакторного графита остановленных уран-графитовых реакторов занимались А. А. Цыганов, В. И.

Хвостов. А. А. Роменков, М. А. Туктаров и В. П. Пышкин предложили способ переработки в солевых печах.

В качестве объекта исследования в рамках предлагаемой темы диссертационной работы рассматривается реакторный графит.

Цель диссертационной работы: исследование термодинамики и кинетики взаимодействий реакторного графита с оксидно-карбонатными системами.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

1. Обзор и анализ существующих способов утилизации и переработки реакторного графита, выбор методик исследований, определение химического состава рассматриваемых систем.

2. Изучение физико-химических процессов при нагревании реакторного графита методом термодинамического моделирования и сопоставление полученных результатов с данными практических экспериментов окисления нерадиоактивного графита в рассматриваемых системах.

3. Обоснование рациональных систем переработки реакторного графита на основе полученных результатов термодинамических, термогравиметрических и кинетических исследований физико-химических процессов с целью совершенствования технологии его переработки.

4. Конкретизация алгоритмов переработки реакторного графита в расплаве солей и в электродуговых печах.

Научная новизна:

1. Расширен состав оксидов для переработки реакторного графита в расплавах солей.

2. Получены новые данные о протекающих физико-химических процессах, образующихся химических соединениях, температурных интервалах перехода радионуклидов, входящих в состав реакторного графита, из конденсированной фазы в газообразную при нагревании рассматриваемых систем.

3. Получены новые результаты влияния оксидов меди и никеля, бинарной и тройной систем карбонатов, атмосферы аргона, азота и воздуха на процесс переработки радиоактивного графита в расплаве солей.

4. Получены новые сведения о степени превращения (окисления) углерода в анализируемых системах.

5. Предложен новый способ переработки реакторного графита в электродуговых печах в атмосфере азота.

6. Разработаны алгоритмы, предложены конструкции печей для предлагаемых нами методов переработки реакторного графита в расплаве солей и в электродуговых печах.

Теоретическая и практическая значимость работы. Проведенный комплекс теоретических и экспериментальных исследований физико-химических процессов нагревания различных систем с реакторным графитом позволяет разработать и предложить к внедрению рекомендации по рациональному составу системы переработки реакторного графита с меньшей рабочей температурой печи и заменой оксида свинца первого класса опасности (по классификации ГОСТ 12.1.007 «ССБТ. Вредные вещества») на оксиды металлов второго класса опасности (CuO, NiO). Рассмотрено воздействие бинарной и тройной систем карбонатов на смещение в область меньших температур процессов взаимодействия оксидов и углерода.

Предложен принципиально новый способ переработки реакторного графита, ограничивающий переход 14С в газовую фазу.

Методология и методы исследования. Расчеты по термодинамическому моделированию проводились в программе Terra с использованием справочной базы данных по свойствам индивидуальных веществ ИВТАНТЕРМО и HSC.

Термический анализ процессов, протекающих при нагреве, проводили в печи шахтного типа с использованием в качестве датчиков температуры хромель-алюмелевые термопары в соответствии с ГОСТ Р 8.585-2001 «Государственная система обеспечения единства измерений. Термопары. Номинальные статические характеристики преобразования».

Термогравиметрический анализ проводился на муфельной печи SNOL 30/1100 путем определения изменения массы до и после нагрева системы при заданных температурах и временных интервалах.

Положения, выносимые на защиту:

1. Результаты термодинамического моделирования нагревания реакторного графита в различных системах.

2. Результаты термического анализа взаимодействия углерода и оксида металла в различных комбинациях с оценкой влияния бинарной и тройной смеси карбонатов на рабочую температуру процесса переработки.

3. Результаты окисления углерода в расплавах солей методом термогравиметрии.

4. Технология переработки реакторного графита в расплаве солей с обоснованием рационального состава компонентов оксидно-карбонатной системы.

Апробация работы. Основные положения диссертации представлены и обсуждены на Неделях науки «Актуальные проблемы и инновации в обеспечении безопасности» (Екатеринбург, 2013 и 2014) и «Актуальные проблемы обеспечения безопасности в Российской Федерации» (Екатеринбург, 2013 и 2014), в Трудах Конгресса с международным участием и элементами школы молодых ученых «Фундаментальные исследования и прикладные разработки процессов переработки и утилизации техногенных образований» (Екатеринбург, 2014), на 9-м семинаре СО РАН УрО РАН, посвященном памяти академика Ф. А. Кузнецова (Новосибирск, 2014), XIV Российской конференции (с международным участием) по теплофизическим свойствам веществ (РКТС-14) (Казань, 2014), 9-й Международной конференции «Углерод: фундаментальные проблемы науки, материаловедение, технология» (Троицк, 2014), XIV Российской конференции «Строение и свойства металлических и шлаковых расплавов» (Екатеринбург, 2015).

Публикации. По теме диссертационной работы опубликовано 21 научных работ, из них 6 статей в рецензируемых журналах по перечню ВАК

РФ, две публикации в сборниках научных трудов, отправлено заявление и получено уведомление о регистрации заявок патентов на два изобретения.

Личный вклад автора. Изложенные в работе результаты получены автором или при его непосредственном участии. Автором выполнены: анализ литературных данных, лабораторные эксперименты, термодинамическое моделирование, обобщение, анализ и интерпретация результатов, подготовка материалов к опубликованию.

Соответствие паспорту специальности. Диссертационная работа по своим целям, задачам, содержанию, методам исследования и научной новизне соответствует п. 11 «Физико-химические основы процессов химической технологии» паспорта специальности 02.00.04 - физическая химия.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Основной материал изложен на 169 страницах машинописного текста, содержит 80 рисунков, 27 таблиц, два приложения, библиографический список, включающий 112 источников.

ГЛАВА 1. РЕАКТОРНЫЙ ГРАФИТ КАК ВИД ТВЕРДЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ.

СПОСОБЫ ЕГО ПЕРЕРАБОТКИ И УТИЛИЗАЦИИ

1.1. Графит в ядерных энергетических установках

Атомная энергетика — активно развивающаяся отрасль. Постепенно иссекающие запасы нефти, газа и угля делают применение атомных электростанций (АЭС) одним из перспективных, альтернативных источников энергии [1].

Использование атомной энергетики - экономически заманчивая идея, так для атомных электростанций с принципом действия на быстрых нейтронах стоимость калории оказывается примерно в 4000 раз дешевле, чем у угля. А в

235

случае АЭС на медленных нейтронах и с использованием изотопа и стоимость «урановой» калории будет в 30 раз дешевле «угольной» при прочих равных условиях [2].

Сегодня в мире работает 441 энергоблок АЭС с общей мощностью около 350 ГВт, более 20 ядерных энергоблоков строится, свыше 110 энергоблоков АЭС и 380 исследовательских реакторов различного назначения уже остановлены или находятся в процессе подготовки к выводу из эксплуатации

[3].

В структуре энергобаланса России доля атомной энергетики небольшая (около 16 %), а к 2030 году она должна вырасти до 25 %. Для достижения этой цели в стране будет построено еще 28 крупных блоков - это приблизительно столько же, сколько было произведено и пущено в строй за весь советский период [4].

Однако использование АЭС имеет ряд ключевых проблем, не позволяющих более масштабное их внедрение в энергетику. Одной из таких проблем является безопасная утилизация радиоактивных отходов (РАО) после вывода из эксплуатации реакторов, отработавших свой ресурс. Это

дорогостоящий и трудоемкий процесс, который сильно уменьшает рентабельность атомных реакторов [5].

В таблице 1.1 представлена характеристика действующих российских АЭС со сроком выведения их из эксплуатации [3, 6-9].

Таблица 1.1 - Характеристики действующих российских АЭС

АЭС № Тип Мощность, Год ввода в Срок окончания Поколение

блока реактора МВт, (эл.) эксплуатацию эксплуатации реактора

1 ВВЭР-1000 1000 1985 2015 2

Балаковская 2 3 1000 1000 1987 1988 2017 2018 2 2

4 1000 1993 2023 2

Белоярская 3 БН-600 600 1980 2010* 2

1 12 1974 2009** 1

Билибинская 2 3 ЭГП-6 12 12 1974 1975 2009** 2010** 1 1

4 12 1976 2011** 1

Волгодонская 1 ВВЭР-1000 1000 2002 2032 2

1 1000 1984 2014 2

Калининская 2 ВВЭР-1000 1000 1986 2016 2

3 1000 2005 2035 2

1 440 1973 2008** 1

Кольская 2 3 ВВЭР-440 440 440 1974 1979 2009** 2009* 1 2

4 440 1981 2011 2

1 1000 1976 2011** 1

Курская 2 3 РБМК-1000 1000 1000 1979 1983 2009* 2013 1 2

4 1000 1985 2015 2

1 1000 1973 2008** 1

Ленинградская 2 3 РБМК-1000 1000 1000 1975 1979 2010** 2009* 1 2

4 1000 1981 2011 2

Нововоронежская 3 4 5 ВВЭР-440 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 417 417 1000 1971 1972 1980 2016 2017 2010* 1 1 2

1 1000 1982 2012 2

Смоленская 2 РБМК-1000 1000 1985 2015 2

3 1000 1990 2020 2

Примечание:

* Планируется продление сроков эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК-1000, ВВЭР-440 1-го поколения, БН-600 на 15 лет и с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 2-го поколения на 20 лет. ** Обосновано продление срока эксплуатации на 15 лет, и получена лицензия сроком на 5 лет.

Из данных таблицы видно, что в настоящее время наблюдается массовое техническое «устаревание» урано-графитовых энергоблоков и вопрос о безопасной утилизации РАО встает все острее. Буквально в период 20182023 гг. реакторы первого поколения полностью выведут из эксплуатации, а с

2005 2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 2045 2050

Рисунок 1.1 - Прогноз структуры реакторных технологий атомной энергетики России При выведении АЭС из эксплуатации образуется много радиоактивных отходов, и проблема их захоронения не решена, главным образом потому что в отходах содержатся долгоживущие элементы. И когда речь идет об их захоронении в течение сотен и тысяч лет - такую надежность очень трудно обосновать хотя бы потому, что на такой срок чрезвычайно сложно прогнозировать геологические процессы [10, 11].

Некоторые типы реакторов первого и второго поколения предусматривают наличие в качестве замедлителя и отражателя графит, а внутренняя часть реакторного пространства заполнена инертным газом (чаще всего - азотом). К таким типам относятся реакторы большой мощности канальные - РБМК (по классификации МАГАТЭ - графитно-водный ядерный реактор), энергетический гетерогенный петлевой реактор - ЭГП, газовые реакторы с шаровой засыпкой [12, 13]. Всего в мире насчитывается более 100 атомных реакторов с наличием графитовых элементов в реакторе [14].

В нашей стране наибольшую популярность, в советское время, получили реакторы РБМК, из 17 упомянутых энергоблоков в настоящее время действует

12, в том числе 3 энергоблока 1-го поколения, введенные в эксплуатацию в 70-х годах, на которые выполнены работы по продлению ресурса на 15 лет (таблица 1.1). Конструктивной особенностью данного реактора является применение графита в качестве замедлителя и отражателя нейтронов. По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположена сплошная графитовая кладка толщиной 0,65 метра. Кроме того, внутренняя часть реактора состоит из 2488 графитовых шестигранных колонн, внутрь которых помещают тепловыделяющие элементы. Масса графитовых элементов одного реактора РБМК в зависимости от его типа составляет 1,5-2,5 тыс. тонн [3, 15].

Графитовые элементы со временем накапливают в себе небольшое

лог 941

количество урана ( и), элементов превращения ( Ри, Ри, Лш и т. д.), радионуклиды (такие, как тритий и 14С), а также продукты деления (137Сб, 90Бг, 152Еи и т. п.). Таким образом, радиоактивный графит сам является источником радиации, что создает дополнительные трудности при эксплуатации реактора и безопасной утилизации графитовой кладки [16-18].

Общее количество облученного графита, по оценкам специалистов, в странах мира составляет около 230-250 тыс. тонн [14], а его удельная активность (прогнозируемая) составляет, по различным источникам, от 3-6 Ки/т до 25-100 Ки/т по 14С [19-21]. Порядка 90-95 % всей активности реакторного графита заключается именно в 14С, доля которого составляет всего 1-2 % от массы [16].

Реакторный графит АЭС подразделяют на три группы [18]:

1) блочный графит - графитовые блоки кладки активной зоны;

2) втулочный графит - графитовые внутриблочные втулки;

3) графит, загрязненный просыпями ядерного топлива и продуктами деления.

Графит активной зоны (блочный графит), половина графита бокового отражателя, весь графит верхнего отражателя и половина графита нижнего отражателя относятся к группе II твердых радиоактивных отходов (ТРО), а

графитовые блоки кладки, загрязненные просыпями топлива и продуктами деления, к III группе ТРО [17].

Вопрос вывода из эксплуатации ядерных установок с графитовыми элементами представляет собой комплекс проблем, связанный с необходимостью выбора оптимальных способов и методов обращения с накопленными радиоактивными отходами. Среди всей массы накопленных РАО отработанный графит занимает особое место. После длительного облучения графит не приобретает никаких свойств, которые могли бы ему создать область полезного применения. Поэтому облученный графит относится к категории неиспользуемых РАО и требует индивидуального подхода при выборе способов обращения с ним [19].

Это связано со многими факторами [19, 20-22]:

1. Реакторный графит имеет уникальную кристаллическую структуру и характеризуется пористостью, которые определяют его физические свойства и их поведение при облучении.

2. Графитовая кладка является основным элементом активной зоны, которая не подлежит замене в течение всего срока эксплуатации и среди всех РАО имеет наибольший набранный флюенс нейтронов.

3. Графит блоков кладок и втулок имеет ряд особенностей по величине, изотопному составу радиоактивных загрязнений и характеру распределения радионуклидов как по объему кладок в целом, так и по отдельным графитовым деталям. Радиоактивная загрязненность графитовых деталей в первую очередь определяется наведенной активностью (в основном 60Со, 3Н, 14С) за счет активации примесей, содержащихся в исходном материале. При этом 14С, который образует 95 % активности графита, входит в биологические цепочки. Кроме продуктов активации, активность графита определяется радионуклидами (137Св, 90Бг, 154Еи и др.), образовавшимися в кладке в результате протечек теплоносителя и попадания фрагментов топлива в кладку.

4. Графит является пожароопасным материалом с высокой удельной теплотой сгорания (около 8 ккал/г с температурой воспламенения -700 0С) [19].

При нагревании радиоактивного графита часть накопленных радионуклидов способна переходить в газообразную фазу, образуя радиоактивные газы, которые могут быть вынесены в окружающую среду. Вынесенные радиоактивные частицы легко распространятся на большие расстояния и будут вдыхаться лёгкими. Также они будут перенесены на поверхность земли, водоёмов, растительных и продовольственных культур, тем самым увеличив радиационный фон.

В данной работе будут рассмотрены физико-химические процессы при нагревании реакторного графита в двух случаях:

- первый - нагревание реакторного графита в атмосфере азота. Данный расчет моделирует возможные нештатные ситуации, которые приводят к повышению температуры в активной зоне в результате разгона реактора без разрушения реакторного пространства. Примером таких ситуаций является снижение плотности теплоносителя [13];

- второй - переработка реакторного графита методом окисления в оксидно-карбонатных системах.

1.2. Способы утилизации и переработки твердых радиоактивных отходов

Выведение АЭС из эксплуатации сопровождается образованием значительного количества твердых радиоактивных отходов (ТРО), в разной степени загрязненных радиоактивными веществами.

Существующая практика утилизации РАО не может быть признана удовлетворительной, особенно с увеличением масштабов переработки и образованием больших объемов этих отходов. Поэтому в разных странах активно изучают проблему переработки, цель которой заключается в сокращении объемов этих отходов [23-31].

Для значительного сокращения объема ТРО наиболее широко применяются методы компактирования, суперкомпактирования и сжигания [32, 33].

Компактирование заключается в прессовании под давлением. В этом процессе объём ТРО уменьшается в 3-10 раз для обычных видов радиоактивных отходов. Простейшей емкостью компактора является стальная бочка, используемая для транспортирования отходов. Широкое распространение получило прессование в кипы с постоянной площадью сечения и толщиной, определяемой количеством отходов и их физическими свойствами [32].

Суперкомпактирование - прессование под большим давлением, с усилием 1500-2000 тонн. В мировой практике для этого обычно применяют гидравлические прессы. В суперкомпакторе происходит прессование контейнеров, в которых производилось предварительное компактирование [32].

Проблемы радиационной защиты при компактировании и суперкомпактировании возникают в связи с аэрозольной активностью, поэтому оборудование размещают в изолированных герметичных помещениях с отсосом воздуха и его очисткой перед выбросом в атмосферу. Для обеспечения изоляции радионуклидов при захоронении спрессованные брикеты заливают цементом в бочках или в самом хранилище [32, 33].

Окончательное захоронение предлагается в глубокие геологические формации в специально устроенных подземных помещениях, где может быть гарантирована сохранность упаковок РАО на сотни и тысячи лет [32].

Однако особенностью радиоактивного углерода является то, что около 95 % активности составляет 14С с периодом полураспада 5400 лет [19]. Следовательно, его захоронение либо захоронение с предварительным компактированием нецелесообразно ни с экономической, ни с экологической точки зрения.

Сжигание - один из эффективных способов, используемых для переработки и концентрирования твердых отходов. При сжигании горючих

радиоактивных отходов их объем значительно уменьшается, но этот способ сопровождается выделением большого количества радиоактивных газов и аэрозолей в дополнение к остающемуся твердому пеплу. При сжигании таким образом необходима газоаэрозольная очистка газов [32].

Помимо обычных печей для сжигания сгораемых отходов разрабатывают конструкции для сжигания в расплаве солей, мокрого сжигания в смеси азотной и серной кислот, пиролиза горючих твердых плутоний-содержащих отходов.

Химические реакции при горении ТРО представляют собой ряд элементарных процессов окислительно-восстановительного типа, в которых окислителем служит кислород воздуха, горючей массой - отходы [23].

В большинстве случаев температура процесса горения отходов составляет 900-1000 0С [32].

В процессе сжигания достигается существенное сокращение объема отходов и возможность более надежного хранения концентратов (золы) после включения в химически инертную форму (цемент, битум, стекло). Процесс сжигания ТРО позволяет сократить их объем в 20-100 раз, а массу в 10-20 раз [23, 24, 28].

При выборе технологии переработки ТРО большое значение имеет экономический фактор [34, 35]. Поэтому в ряде стран проведены расчеты экономических затрат и их сопоставление на осуществление процессов прессования и сжигания. Стоимость строительства установки прессования намного меньше, чем установки сжигания. Однако при длительной эксплуатации установок стоимость их строительства мало влияет на их рентабельность. Низкая стоимость установки прессования определяет выбор этого метода для АЭС с малыми объемами отходов. Там же, где стоимость установки сжигания составляет небольшой процент от всех капиталовложений (большие АЭС, центр переработки ТРО), переработка больших количеств отходов сжиганием может быть экономически оправдана [36, 37].

Из вышеизложенного можно сделать вывод, что сжигание является наиболее оптимальным методом переработки радиоактивного графита, который позволяет значительно уменьшить объем твердых радиоактивных отходов.

Сжигание ТРО можно подразделить на два способа: первое - открытое (пламенное), а второе - беспламенное окисление (сжигание) в расплаве солей (ОРС) [23, 24, 28, 38].

Открытое (пламенное) сжигание, в силу несовершенства технологий, имеет ряд недостатков [38]:

- высокий температурный диапазон сжигания (до 1500 0С), следствием чего является повышение выноса альфа-частиц из-за высокой летучести образующихся соединений (HCl, HF и др.);

- возможность образования кислотных газов, способствующих разгерметизации трубопроводов;

- пламенное горение сопровождается выносом частиц графита и сорбированных на них радионуклидов из печи.

Открытое (пламенное) сжигание используется в основном для переработки горючих ТРО низкой и средней активности, как правило, вторичных радиоактивных отходов (бумага, одежда, пластик, древесина и т. д.) [37].

Беспламенное сжигание - процесс окисления ТРО в расплавах солей, данный способ является наиболее перспективным, в частности, для реакторного графита.

Изучением закономерностей окисления углерода в расплавах солей занимались А. А. Роменков, М. А. Туктаров [38-41], А. А. Цыганов, В. И. Хвостов [19], Н. М. Барбин [42] и другие.

Очевидными преимуществами переработки данным способом над открытым (пламенным) сжиганием являются [38-40]:

- относительно низкая (750-900 0С) температура переработки, что положительно влияет на снижение энергозатратности процесса и уменьшение выноса радиоактивных веществ;

- значительная часть радионуклидов задерживается в расплаве, образуя нелетучие соединения;

- доступность карбонатов щелочных металлов и окислителей (оксидов металлов).

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Шавалеев, Марат Рамилевич, 2017 год

Список литературы

1. Острецов, И. Н. Физика атомного ядра и элементарных частиц [Текст] / И. Н. Острецов, А. С. Богомолов // Инженерная физика. - 2011. - № 8. - С. 2328.

2. Мотыляев, А. Уран: факты и фактики [Текст] / А. Мотыляев // Химия и жизнь. - 2014. - № 8. - С. 2-7.

3. РКоА1:от [Электронный ресурс]. - Режим доступа : http://www.proatom.ru (дата обращения 30.11.2015).

4. Российское атомное общество [Электронный ресурс]. - Режим доступа : http://www.atomic-energy.ru/print/46202 (дата обращения 23.03.2014).

5. Шавалеев, М. Р. Уменьшение количества радиоактивного графита и степени загрязнения окружающей среды [Электронный ресурс] / М. Р. Шавалеев [и др.] // Техносферная безопасность : интернет-журнал. -2014. - № 4 (5). - Режим доступа : http://www.uigps.ru/content/nauchnyy-zhurnal/.

6. Иванов, С. И. Современное состояние и динамика развития атомного энергокомплекса России [Текст] / С. И. Иванов // Изв. РАН. Энергетика. -2007. - № 1. - С. 3-9.

7. Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 20072010 годы и на перспективу до 2015 года [Текст] : федеральная целевая программа : утв. Постановлением Правительства РФ от 6 октября 2006 г. № 605. - 155 с.

8. Майер, Э. Рабочий план по снятию с эксплуатации АЭС «Ловиса» [Текст] / Э. Майер // Атомная энергетика. - 1989. - Т. 67, вып. 2. - С. 83-88.

9. Платонов, П. А. Оценка состояния и прогнозирования ресурса графических кладок реакторов РБМК [Текст] / П. А. Платонов [и др.] // Опыт конструирования ядерных реакторов : сб. докл. - М. : ФГУП НИКИЭТ, 2002.

10. Аврорин, Е. Н. О необходимости атомной энергетики [Текст] / Е. Н. Аврорин // Вестник УрО РАН. - 2002. - № 1. - С. 24-28.

11. Хомяков, Н. Внимание: радиационно опасные объекты [Текст] / Н. Хомяков, А. Кудрин, Г. Кондратьев // Гражданская защита. - 2007. - № 6. -С. 26-29.

12. Скачек, М. А. Обращение с отработанным ядерным топливом и радиоактивными отходами АЭС [Текст] / М. А. Скачек. - М. : Изд. дом МЭИ,

2007. - 448 с.

13. Матвеев, Л. В. Почти все о ядерном реакторе [Текст] / Л. В. Матвеев, А. П. Рудик. - М. : Энергоатомиздат, 1990. - С. 110-112.

14. Блинова, И. В. Обращение с радиоактивными графитовыми отходами [Текст] / И. В. Блинова, И. Д. Соколова // Атомная техника за рубежом. -2012. - № 6. - С. 3-14.

15. Шавалеев, М. Р. Термодинамическое моделирование процессов, протекающих в системе радиоактивный графит+№2С03+К2С03+Си0 в атмосфере азота [Текст] / М. Р. Шавалеев, Н. М. Барбин // Строение и свойства металлических и шлаковых расплавов : труды XIV Российской конференции. -Екатеринбург : УрО РАН, 2015. - С. 226-228.

16. Криницын, А. П. Исследование образцов графита из 4-го блока Чернобыльской АЭС [Текст] / А. П. Криницын, Э. М. Пазухин // Радиохимия. -1994. - Т. 36, № 6. - С. 522-528.

17. Пешков, А. В. Оценка поведения радионуклидов при горении радиоактивного графита [Текст] / А. В. Пешков [и др.] // Безопасность критических инфраструктур и территорий : тезисы докладов II Всероссийской конференции и XII Школы молодых ученых / УрО РАН. - Екатеринбург,

2008. - С. 67-69.

18. Дальков, М. П. Ядерная безопасность АЭС и природно-ресурсный потенциал [Текст] / М. П. Дальков [и др.] // Актуальные проблемы и инновации в обеспечении безопасности : материалы научно-практической конференции молодых ученых и специалистов (29 ноября 2012 года). В 2-х ч. -Екатеринбург : Уральский институт ГПС МЧС России, 2012. - Ч. 1. - С. 31-35.

19. Цыганов, А. А. Проблемы утилизации реакторного графита остановленных уран-графитовых реакторов [Текст] / А. А. Цыганов [и др.] // Известия Томского политехнического университета. - 2007. - Т. 310, № 2. -С. 32-38.

20. Тихонов, М. Н. Системный взгляд на атомную энергетику и радиацию сквозь призму общественного сознания [Текст] / М. Н. Тихонов, О. Э. Муратов, Э. Л. Петров // Безопасность жизнедеятельности. - 2004. - № 2. - С. 2-9.

21. Тихонов, М. Н. Комплексная оценка ядерно-радиационного наследия России [Текст] / М. Н. Тихонов, М. И. Рылов // Проблемы окруж. среды и природных ресурсов. - М. : ВИНИТИ РАН, 2007. - № 3. - С. 77-110.

22. Доильницына, В. В. Технические решения при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов [Текст] / В. В. Доильницына [и др.] // Материалы II Межд. ядерного форума 2-5 окт. 2007 г. - СПб. : ФГОУ «ГРОЦ». - С. 158-161.

23. Полуэктова, Г. Б. Снятие АЭС с эксплуатации [Текст] / Г. Б. Полуэктова, О. В. Ковальчук, А. К. Круглов // Атомная техника за рубежом. - 1990. - № 8. -С. 3-8.

24. Бодров, О. Концепция вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, выработавших проектный ресурс : предложение общественных экологических организаций [Текст] / О. Бодров [и др.]. - СПб. : 2007. - С. 3.

25. Кремнев, В. А. Концепция прекращения эксплуатации АЭС в СССР и ряде других стран - членов СЭВ [Текст] / В. А. Кремнев, В. А. Елин, С. Д. Гаврилов // Атомная энергетика. - 1990. - Т. 68, вып. 5. - С. 371-373.

26. Былкин, Б. К. Концептуальные аспекты снятия ядерных установок в России [Текст] / Б. К. Былкин, В. А. Савченко // Теплотехника. - 1996. - № 11. -С. 45-48.

27. Полуэктова, Г. Б. Методы дезактивации и демонтажа оборудования АЭС [Текст] / Г. Б. Полуэктова, О. В Ковальчук // Атомная техника за рубежом. -1990. - № 8. - С. 9-13.

28. Енговатов, И. А. Вывод из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения [Текст] / И. А. Енговатов [и др.] // Атомная энергия. - 1998. - Т. 85, вып. 4. - С. 283-288.

29. Нечаев, А. Ф. Размышления по поводу вывода из эксплуатации ядерных объектов [Текст] / А. Ф. Нечаев // Атомная энергия - ХХ1. - 2004. - № 8 (13). -С. 2-3.

30. Кузнецов, В. Чему учит чужой опыт? [Текст] / В. Кузнецов // Мировая энергетика. - 2005. - № 5. - С. 97-98.

31. Кузнецов, В. Опасный возраст [Текст] / В. Кузнецов // Мировая энергетика. - 2005. - № 7. - С. 104-105.

32. Бурангулов, Н. И. Экология и безопасность. Технологии вывода из эксплуатации атомных электростанций и способы захоронения опасных отходов [Текст] / Н. И. Бурангулов [и др.]. - СПб. : МАНЭБ, 2005. - 160 с.

33. Nuclear Power Reactors in the World [Text] // IAEA issue 2. - Vienna, 2002, p. 26.

34. Тарасов, В. М. Экономический аспект проблемы снятия АЭС с эксплуатации [Текст] / В. М. Тарасов // Энергетическое строительство за рубежом. - 1989. - № 5. - С. 7-11.

35. Повишил, Р. Экономические аспекты полного демонтажа АЭС [Текст] / Р. Повишил, О. Стари, Я. Завржел // Атомная техника за рубежом. - 1990. -№ 9. - С. 11-15.

36. Концепция вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов [Текст] : утв. Федеральным агентством по атомной энергии 04.02.2005 г. : инв. № 04-01281.

37. Ключников, А. А. Радиоактивные отходы АЭС и методы обращения с ними [Текст] / А. А. Ключников [и др.] / под ред. Ю. М. Шигеры. - Чернобыль, 2005. - 496 с.

38. Роменков, А. А. Беспламенное сжигание РАО в расплаве солей [Текст] / А. А. Роменков, М. А. Туктаров, В. П. Пышкин // Безопасность окружающей среды. - 2006. - № 3. - С. 44-47.

39. Способ обработки беспламенным горением радиоактивных углеродосодержащих веществ [Текст] : патент RU 2390862 C2 / А. А. Роменков, М. А. Туктаров.

40. Способ обработки беспламенным горением радиоактивных углеродосодержащих отходов [Текст] : патент RU 2328786 C1 / А. А. Роменков, М. А. Туктаров, Л. П. Синельников, Л. И. Менькин.

41. Роменков, А. А. Вывод из эксплуатации ядерных и радиационно опасных объектов, обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами [Текст] / А. А. Роменков [и др.] // Атомная энергия. - 2012. - Том 113, № 1. - С. 54-58.

42. Шавалеев, М. Р. Термодинамическое моделирование поведения урана, плутония и америция при нагревании радиоактивного графита в атмосфере азота [Текст] / М. Р. Шавалеев [и др.] // Фундаментальные исследования и прикладные разработки процессов переработки и утилизации техногенных образований : труды Конгресса с международным участием и элементами школы молодых ученых. - Екатеринбург : УрО РАН, 2014. - С. 332-335.

43. Бернадинер, М. Н. Методы переработки токсичного пылеуноса при высокотемпературном обезвреживании отходов [Текст] / М. Н. Бернадинер, И. М. Бернадинер // Ecology and Industry of Russia. - 2015. - Vol. 20. Iss. 3. -P. 13-17.

44. Моисеев, Г. К. Применение термодинамического моделирования для изучения взаимодействий с участием ионных расплавов [Текст] / Г. К. Моисеев [и др.]. - Челябинск : Изд-во ЮУрГУ, 2002. - 165 с.

45. Алемасов, В. Е. Термодинамические и теплофизические свойства продуктов сгорания [Текст] / В. Е. Алемасов [и др.] / под ред. В. П. Глушко. -М. : Изд. АН СССР, 1977. - Т. 1. - 266 с.

46. Воронин, Г. Ф. Физическая химия. Современные проблемы [Текст] / Г. Ф. Воронин. - М. : Химия, 1984. - С. 112-143.

47. Карпов, И. К. Физико-химические моделирования на ЭВМ в геохимии [Текст] / И. К. Карпов. - Новосибирск : Наука, 1981. - 247 с.

48. Синярев, Г. Б. Применение ЭВМ для термодинамических расчетов металлургических процессов [Текст] / Г. Б. Синярев [и др.]. - М. : Наука, 1982. - 263 с.

49. Моисеев, Г. К. Термодинамическое моделирование в неорганических системах [Текст] / Г. К. Моисеев, Г. П. Вяткин. - Челябинск : Изд. ЮУрГУ, 1999. - 257 с.

50. Ватолин, Н. А. Термодинамическое моделирование в высокотемпературных неорганических системах [Текст] / Н. А. Ватолин, Г. К. Моисеев, Б. Г. Трусов. - М. : Металлургия, 1994. - 352 с.

51. Moiseev, G.K. // Thermochimica Acta. - 1994. - V. 245. - P. 21-45.

52. Моисеев, Г. К. Температурные зависимости приведенной энергии Гиббса некоторых неорганических веществ [Текст] / Г. К. Моисеев [и др.]. -Екатеринбург : Изд. УрО РАН, 1997. - 231 с.

53. Барбин, Н. М. Сравнительный термодинамический анализ процессов переработки радиоактивного графита методом сжигания в атмосфере воздуха и окислением в солевом расплаве [Текст] / Н. М. Барбин, Д. И. Терентьев, А. В. Пешков, С. Г. Алексеев // Расплавы. - 2013. - № 4. - С. 25-35.

54. Дальков, М. П. Термодинамическое моделирование поведения цезия и стронция при горении радиоактивного графита [Текст] / М. П. Дальков, Н. М. Барбин, А. В. Пешков, М. Р. Шавалеев // Актуальные проблемы обеспечения безопасности в Российской Федерации : материалы Недели Науки (27-31 мая 2013 года). - Екатеринбург : Уральский институт ГПС МЧС России, 2013. - С. 64-67.

55. Барбин, Н. М. Термодинамическое моделирование поведения урана, плутония и америция при нагревании радиоактивного графита в атмосфере азота [Текст] / Н. М. Барбин, М. П. Дальков, М. Р. Шавалеев, Д. И. Терентьев, С. Г. Алексеев // Актуальные проблемы и инновации в обеспечении безопасности : материалы Недели Науки (декабрь, 2013). - Екатеринбург : Уральский институт ГПС МЧС России, 2014. - С. 175-178.

56. Шавалеев, М. Р. Термодинамическое моделирование поведения америция, цезия и стронция при нагревании радиоактивного графита в среде азота [Текст] / М. Р. Шавалеев, Н. М. Барбин, М. П. Дальков, Д. И. Терентьев, С. Г. Алексеев // Техносферная безопасность : интернет-журнал - 2014. -№ 2 (3). - Режим доступа : http://www.uigps.ru/content/nauchnyy-zhurnal/.

57. Шавалеев, М. Р. Термический анализ процесса переработки радиоактивного графита в расплаве №2С03-К2С03-М0 [Текст] / М. Р. Шавалеев, Н. М. Барбин, А. В. Пешков // Термодинамика и материаловедение : 9-й семинар СО РАН УрО РАН, посвященный памяти академика Ф. А. Кузнецова. - Новосибирск : ИНХ СО РАН, 2014. - С. 76-77.

58. Шавалеев, М. Р. Термодинамическое моделирование поведения урана, цезия и стронция при нагреве радиоактивного графита в среде азота [Текст] / М. Р. Шавалеев, Н. М. Барбин, М. П. Дальков, Д. И. Терентьев, С. Г. Алексеев // Актуальные проблемы обеспечения безопасности в Российской Федерации : материалы Дней Науки (апрель, 2014). - Екатеринбург : УрИ ГПС МЧС России, 2014. - С. 187-191.

59. Шавалеев, М. Р. Расчет термодинамических свойств системы радиоактивный графит - азот при нагревании [Текст] / М. Р. Шавалеев, Н. М. Барбин, М. П. Дальков, Д. И. Терентьев, С. Г. Алексеев // Материалы XIV Российской конференции (с международным участием) по теплофизическим свойствам веществ (РКТС-14). - Казань : Отечество, 2014. - С. 206-208.

60. Барбин, Н. М. Термодинамическое моделирование поведения радионуклидов при нагреве (сжигании) радиоактивного графита в атмосфере азота [Текст] / Н. М. Барбин, М. Р. Шавалеев, Д. И. Терентьев, С. Г. Алексеев // Пожаровзрывобезопасность. - 2014. - № 12. - С. 34-44.

61. Шавалеев, М. Р. Поведение радиоактивного хлора и бериллия при нагревании реакторного графита при помощи термодинамического моделирования [Текст] / М. Р. Шавалеев, Н. М. Барбин // Актуальные проблемы и инновации в обеспечении пожарной безопасности : материалы Дней Науки

(1-5 декабря 2014 г.) : в 2 частях. - Екатеринбург : УрИ ГПС МЧС России, 2015. - Ч. 2. - С. 128-130.

62. Шавалеев, М. Р. Термодинамическое моделирование поведения урана и углерода при нагревании радиоактивного графита в атмосфере азота [Текст] / Н. М. Барбин, М. Р. Шавалеев, Д. И. Терентьев, С. Г. Алексеев // Углерод: фундаментальные проблемы науки, материаловедение, технология : 9-я Международная конференция : сборник тезисов докладов. - Троицк, 2014. -С. 478-480.

63. Шавалеев, М. Р. Переработка радиоактивного графита ядерных энергетических установок, вывод из эксплуатации [Текст] / М. Р. Шавалеев, Н. М. Барбин, М. П. Дальков и др. // Техносферная безопасность : интернет-журнал. - 2015. - № 1 (6). - Режим доступа : http: //www. uigps. ru/content/nauchnyy-zhurnal/.

64. Барбин, Н. М. Поведение урана и углерода при нагревании радиоактивного графита в атмосфере азота. Термодинамическое моделирование [Текст] / Н. М. Барбин, М. Р. Шавалеев, Д. И. Терентьев, С. Г. Алексеев // Химия и химическая технология. - 2015. - Т. 58, № 5. - С. 34-36.

65. Барбин, Н. М. Компьютерный анализ равновесий в сложной системе Be-Ni-Ca-Sr-Cs-C-Cl-N2 [Текст] / Н. М. Барбин, М. Р. Шавалеев, Д. И. Терентьев, С. Г. Алексеев // Конденсированные среды и межфазные границы. - 2015. - Т. 17, № 3. - С. 281-296.

66. Воскобойников, В. Г. Общая металлургия [Текст] / В. Г. Воскобойников [и др.]. - М. : Металлургия, 1979. - 480 с.

67. Воскобойников, В. Г. Общая металлургия [Текст] : учебник для вузов / В. Г. Воскобойников, В. А. Кудрин, А. М. Якушев. - 6-е изд., перераб и доп. -М. : Академкнига, 2005. - 768 с.

68. Челищев, Е. В. Общая металлургия (металлургия черных и цветных металлов) [Текст] / Е. В. Челищев [и др.]. - М. : Металлургия, 1971. - 480 с.

69. Севрюков, Н. Н. Общая металлургия [Текст] / Н. Н. Севрюков, Б. А. Кузьмин, Е. В. Челищев. - М. : Металлургия, 1954. - 640 с.

70. Есин, О. А. Физическая химия пирометаллургических процессов [Текст] / О. А. Есин, П. В. Гельд. - Свердловск : Металлургиздат, 1962. - 240 с.

71. Рябчиков, В. И. Взаимодействие углерода с окислами металлов [Текст] / И. В. Рябчиков // Химия твердого топлива. - 1968. - № 5. - С. 89-99.

72. Физико-химические основы производства чугуна [Текст] : труды совещания, созванного Институтом металлургии Уральского филиала АН СССР и Магнитогорским металлургическим комбинатом / под ред. В. В. Михайлова. - 1956. - 403 с.

73. Чуфаров, Г. И. Кинетика и механизм восстановления окислов металлов и химических соединений [Текст] / Г. И. Чуфаров [и др.] // Тр. Ин-та металлургии УФАН СССР. - 1958. - Вып. 2. - С. 9-40.

74. Татиевская, Е. П. Восстановление окислов меди графитом [Текст] / Е. П. Татиевская, Г. И. Чуфаров, Н. М. Стафеева // Ж. физич. химии. - 1954. -Т. 28, № 5. - С. 843-850.

75. Курчатов, М. С. О восстановлении окислов меди углеродом [Текст] / М. С. Курчатов // Ж. физич. химии. - 1958. - Т. 32, № 11. - С. 2586-2593.

76. Ашин, А. К. Восстановление окиси меди углеродом [Текст] / А. К. Ашин, С. Т. Ростовцев, О. Л. Костелов // Изв. вузов. - Цветная металлургия. - 1969. - № 1. - С. 29-34.

77. Морачевский, А. Г. Термодинамика системы медь-кислород [Текст] / А. Г. Морачевский, Л. Ш. Цемехман, Л. Б. Цымбулов - СПб. : Издательство Политехнического университета, 2009. - 148 с.

78. Курчатов, М. С. О кинетике и механизме бесконтактного восстановления окислов меди (CuO и Cu2O) твердыми углеродными и неуглеродными восстановителями [Текст] / М. Курчатов, Б. Пиперов // Изв. по химии Болгарской Академии наук. - 1971. - Т. 4, кн. 3. - С. 457-469.

79. Тамман, Г., Зворыкин А. Я. Zeitschr. anogr. Chemie, 170, 62, 1928.

80. Цефт, А. Л. Труды Уральского индустриального института [Текст]. -Свердловск, 1944.

81. Baukloh W., Durrer R. Carneg. Mem., 23, 1. 1943.

82. Baukloh W., Springorum T. Zeitschr. anogr. Chemie, 23G, 315, 1937.

83. Krupkowsky A. Ann. Acad. Sci. Techn. Varsovie. 3, 238, 1936.

84. Богацкий, Д. П. Восстановление окислов никеля твердым углеродом в связи с процессами диссоциации [Текст] / Д. П. Богацкий // Изв. АН СССР / Отд. техн. наук. - 1947. - № 1. - С. 105-11G.

85. Морачевский, А. Г. Термодинамика системы никель-кислород [Текст] / А. Г. Морачевский, Л. Ш. Цемехман, Л. Б. Цымбулов. - СПб. : Издательство Политехнического университета, 2008. - 148 с.

86. Павлюченко, М. М. Исследование углетермического восстановления окислов никеля и меди [Текст] / М. М. Павлюченко, И. Ф. Кононюк,

A. Е. Перевезев // Изв. АН СССР. - Металлы. - 1967. - № 5. - С. 147-15G.

87. Ki Don Kim, Chang-Sup Oh, Sang-Cheol Kil, Jei-Pil Wang and Yong-Ha Kim Preparation of ni powders fabricated by various reductive gases Rev. Adv. Mater. Sci. 28 (2G11) p. 162-165.

88. Чернобровин, В. П. Теоретические основы процессов производства углеродистого феррохрома из уральских руд [Текст] / В. П. Чернобровин [и др.]. - Челябинск : Изд-во ЮУрГУ, 2004. - 346 с.

89. Пименова, Л. Н. Термография [Текст] : методические указания по дисциплине «Физико-химические методы исследования» / Л. Н. Пименова. -Томск : Изд-во Томск. архит.-строит. ун-та, 2005. - 19 с.

9G. Федоров, В. Б. Углерод и его взаимодействие с металлами [Текст] /

B. Б. Федоров, М. Х. Шорошов, Д. К. Хакимова. - М. : Металлургия, 1978. -

C. 78.

91. Глушко, В. П. Термодинамические свойства индивидуальных веществ [Текст] / В. П. Глушко [и др.] // Справочное издание : в 4-х т. - 3-е изд., перераб. и расширен. - М. : Наука, 1979. - Т. 2, кн. 1. - 440 с.

92. Глушко, В. П. Термодинамические свойства индивидуальных веществ [Текст] / В. П. Глушко [и др.] // Справочное издание : в 4-х т. - 4-е изд., перераб. и расширен. - М. : Наука, 1979. - Т. 2, кн. 2. - 344 с.

93. Равдель, А. А. Краткий справочник физико-химических величин [Текст] / под ред. А. А. Равделя, А. М. Пономаревой. - Изд. десятое, испр. и дополн. - СПб. : Иван Федоров, 2002. - 240 с.

94. Жарский, И. М. Физические методы исследования в неорганической химии [Текст] / И. М. Жарский, Г. И. Новиков. - М. : Высшая школа, 1988. -271 с.

95. Труды первого совещания по термографии [Текст] / Изд. Академии наук СССР Москва-Ленинград, 1955. - 260 с.

96. Берг, Л. Г. Термография [Текст] / Л. Г. Берг // Изд. Академии наук СССР, 1944. - 168 с.

97. Берг, Л. Г. Введение в термографию [Текст] / Л. Г. Берг. - Изд. второе дополненное. - М. : Наука, 1969 - 395 с.

98. Альмяшев, В. И. Термические методы анализа [Текст] : учеб. пособие / В. И. Альмяшев, В. В. Гусаров ; СПбГЭТУ (ЛЭТИ). - СПб., 1999. - 40 с.

99. Доспехов, Б. А. Методы полевого опыта (с основами статистической обработки результатов исследований) [Текст] / Б. А. Доспехов. - 5-е изд., доп. и перераб. - М. : Агропромиздат, 1985. - 351 с.

100. Вентцель, Е. С. Теория вероятностей [Текст] / Е. С. Вентцель. - М. : Наука, 1969. - 576 с.

101. Романовский, В. И. Элементарный курс математической статистики [Текст] / В. И. Романовский. - М. : Госпланиздат, 1939. - 354 с.

102. Львовский, Е. Н. Статистические методы построения эмпирических формул [Текст] : учеб. пособие для втузов / Е. Н. Львовский. - 2-е изд., перераб. и доп. - М. : Высш. шк., 1988. - 239 с.

103. Матвеев, В. Е. Комплексный термоанализ марганецсодержащих рудно-угольных смесей [Текст] / В. Е. Матвеев. - Новосибирск : Наука, 1975. - 60 с.

104. Герасимова, Н. С. Гравиметрический анализ [Текст] : методические указания к выполнению домашних заданий по аналитической химии / Н. С. Герасимова, А. Ю. Логинова ; под ред. проф. И. В. Федосеева. - М. : Издательство МГТУ им. Н. Э. Баумана, 2012. - 48 с.

105. Ермолаева, Т. Н. Методические указания к лабораторным работам по аналитической химии «Гравиметрические методы анализа» [Текст] / сост. Т. Н. Ермолаева. - Липецк : ЛГТУ, 2004. - 35 с.

106. Васильев, В. П. Аналитическая химия [Текст] : в 2 книгах / В. П. Васильев. - М. : Дрофа, 2007.

Кн. 1. Титриметрические и гравиметрический методы анализа / В. П. Васильев. - 2007. - 368 с.

107. Коростелев, П. П. Титриметрический и гравиметрический анализ в металлургии [Текст] / П. П. Коростелев. - М. : Металлургия, 1985. - 315 с.

108. Гаврилова, Л. Я. Методы синтеза и исследование перспективных материалов [Текст] : учебное пособие / Л. Я. Гаврилова ; ГОУ ВПО «Уральский государственный университет им. А. М. Горького». - Екатеринбург, 2008. -74 с.

109. Свиридова, Т. В. Химия твердого тела: топохимическая кинетика [Электронный ресурс] : электронное учебное пособие / Т. В. Свиридова. -Минск : БГУ, 2011. - 23 с. - Режим доступа : http://www.bsu.by/Cache/pdf/349453.pdf.

110. Вейлас, С. Химическая кинетика. Расчеты промышленных реакторов [Текст] / С. Вейлас. - М. : Химия, 1964. - 426 с.

111. Прайс-лист на химические реактивы компании ХимТТ [Электронный ресурс]. - Режим доступа : http://himtt.ru/himicheskiereaktivi.

112. Николаев, А. А. Термодинамический анализ извлечения ниобия и редкоземельных металлов из лопаритового концентрата при плазменно-дуговом нагреве [Текст] / А. А. Николаев [и др.] // Физика и химия обработки материалов. - 2015. - № 1. - С. 49-55.

Рисунок А.1.2 - Установка для сжигания углеродосодержащих ТРО

Рисунок А.1.3 - Схема пилотной установки

Таблица А.1.2 - Коэффициенты удержания элементов при переработке РАО методом ОРС

Элемент Element Удержание в расплаве солей, % Retention in molten salts, % Элемент Element Удержание в расплаве солей, % Retention in molten salts, %

Ni 99,93...99.994 Eu 99,80

Со 99,9 1 = 99,00

Ru 99,7.„99,9 U 99.00

Sr 99,5. .,99,9 Pu 59,00

Cs 99,99... 99,994 Am 99,94