Кондиционирование радиоактивных отходов щелочных металлов жидкофазными методами тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Скоморохова, Светлана Николаевна

• Скоморохова, Светлана Николаевна
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Скоморохова, Светлана Николаевна

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1 Исследования и разработки по кондиционированию отходов щелочных металлов-теплоносителей ЯЭУ.

Щ ' 1.1 НУКЛИДНЫЙ И ХИМИЧЕСКИЙ СОСТАВ РАДИОАКТИВНЫХ отходов

ЩЕЛОЧНЫХ МЕТАЛЛОВ.

1.2 ФИЗИКО-ХИМИЧЕСКИЕ ПРОЦЕССЫ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ ЩЕЛОЧНЫХ МЕТАЛЛОВ

С ЖИДКОФАЗНЫМИ РЕАГЕНТАМИ (ВОДА, СПИРТЫ).

1.3 ОТМЫВКА ОБОРУДОВАНИЯ ОТ ЩЕЛОЧНЫХ МЕТАЛЛОВ.

1.3.1 Особенности и проблемы отмывки оборудования от щелочных металлов, требования к используемым реагентам.

1.3.2 Водные методы удаления щелочных металлов.

1.3.3 Неводные методы удаления щелочных металлов.

1.4 МЕТОДЫ ПЕРЕРАБОТКИ РАО ЩЕЛОЧНЫХ МЕТАЛЛОВ.

1.5 ПРОБЛЕМЫ ОТВЕРЖДЕНИЯ ВТОРИЧНЫХ РАО.

ВЫВОДЫ ГЛАВЫ 1.

Глава 2 Кондиционирование радиоактивных отходов (РАО) натрия на основе водно-щелочного растворения.

2.1 ОПТИМИЗАЦИЯ БЕЗОПАСНОГО УПРАВЛЯЕМОГО РАСТВОРЕНИЯ НАТРИЯ И

• ПРОДУКТОВ ЕГО ОКИСЛЕНИЯ В ВОДЕ, ВОДНЫХ РАСТВОРАХ ЩЕЛОЧЕЙ.

2.1.1 Влияние концентрации щелочных растворов и дисперсности натрия на скорость его растворения.

2.1.2 Влияние величины внешнего давления на скорость растворения натрия. Скорость удаления натрия из геометрически сложных компонентов оборудования.

2.1.3 Особенности кинетики растворения продуктов отложений холодных фильтр-ловушек (ХФЛ) натриевых контуров.

2.2 ОТВЕРЖДЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ КОНЦЕНТРИРОВАННЫХ ЩЕЛОЧНЫХ РАСТВОРОВ (РАО ЩР).

2.2.1 Выбор состава вяжущих композиций для отверждения РАО щелочных растворов.

2.2.2 Исследование свойств матричных материалов.

2.3 РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ, ОБЕСПЕЧИВАЮЩИХ БЕЗОПАСНОСТЬ КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ РАО ЩЕЛОЧНЫХ МЕТАЛЛОВ

2.3.1 Разработка технологических основ и рекомендаций для опытной установки по водно-щелочному растворению щелочных металлов и отверждению в геоцементный камень.

2.3.2 Разработка технологических основ и технического задания на опытную установку по кондиционированию продуктов отложений

ХФЛ натриевых контуров.

ВЫВОДЫ ГЛАВЫ 2.

Глава 3 Кондиционирование радиоактивных отходов (РАО) щелочных металлов (ЩМ) с использованием монобутилового эфира этиленгликоля (бутилцеллозольва).

3.1 ОБОСНОВАНИЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ БУТИЛЦЕЛЛОЗОЛЬВА ДЛЯ КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ РАО ЩМ.

3.1.1 Выбор реагента для удаления остатков щелочных металлов со стальных * поверхностей.

3.1.2. Кинетика реакции бутилцеллозольва с металлическим натрием, сплавом

NaK, цезием.

3.1.3 Выбор состава с индифферентным разбавителем (нефтяными маслами)

3.1.4 Влияние воды на скорость реакции бутилцеллозольва с натрием.

3.1.5 Растворение бутилцеллозольвом натрия из труднодоступных участков щ оборудования.

3.1.6 Оценка коррозионного воздействия бутиллцеллозольва и его соединений на коррозионную стойкость конструкционных сталей.

3.1.7 Разработка методов контроля состава жидкой фазы при растворении щелочных металлов составами на основе бутилцеллозольва.

3.2 РАЗРАБОТКА СПОСОБОВ РЕГЕНЕРАЦИИ СОСТАВА БУТИЛЦЕЛЛОЗОЛЬВ-МАСЛО

И ИХ КОНДИЦИОНИРОВАНИЕ.

3.2.1 Разработка способа регенерации методом осаждения карбонатов.

3.2.2 Разработка способа регенерации на основе ионного обмена.

3.2.3 Регенерация бутилцеллозольва из отходов, образовавщихся при отмывке на стенде ЭСО.

3.3 РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ СХЕМЫ ПРОЦЕССА КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ ОТХОДОВ ЩЕЛОЧНЫХ МЕТАЛЛОВ СОСТАВАМИ НА ОСНОВЕ

БУТИЛЦЕЛЛОЗОЛЬВА.

3.4 ВНЕДРЕНИЕ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ.

3.4.1 Отмывка оборудования стенда ЭСО от натрия составами на основе бутилцеллозольва.

3.4.2 Переработка радиоактивных отходов (РАО) цезия на установке

Гранат".

3.4.3 Отмывка от радиоактивного сплава NaK экспериментального ЭГК на

ЯЭУ БОР-бО.

3.4.4 Переработка смешанных РАО сплава NaK, КЯЭУ на зд.

ВЫВОДЫ ГЛАВЫ 3.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Кондиционирование радиоактивных отходов щелочных металлов жидкофазными методами»

Безопасность и надежность ЯЭУ с жидкометаллическими щелочными теплоносителями подтверждены большим опытом эксплуатации реакторных установок и опираются на мировой опыт научного и практического освоения свойств натриевого теплоносителя.

Оптимальная совокупность ядерно-физических, теплофизических, физико-химических, коррозионных свойств натрия позволило эффективно использовать его в качестве теплоносителя I и II контуров в 17 реакторных установках на быстрых нейтронах [1-3].

Развитая до промышленного уровня технология натриевого теплоносителя (ТН) определяет способы получения, подготовки натрия и его безопасного применения в технологических системах в условиях АЭС; методы и системы контроля примесей и очистки от них для поддержания реакторной чистоты натрия; оптимальные режимы работы в теплоносителе ТВЭЛов и оборудования натриевых контуров; методы и средства локализации очага горения натрия и предотвращения выброса аэрозолей в окружающую среду [4-8].

Особый раздел технологии натрия - развитие и совершенствование методов обращения с оборудованием, извлеченным из контура теплоносителя, а также методов безопасной переработки малых и больших масс радиоактивного натрия в химически устойчивое состояние, обеспечивающее безопасное хранение продуктов его переработки [9-12].

В процессе эксплуатации БН-реакторов безопасное обращение с отработавшими щелочными металлами (ЩМ) как в виде дренированных в емкости объемов ТН различной величины, так и в виде его остаточных количеств в недренируемых частях реактора и на поверхностях оборудования, является необходимой операцией технологического регламента, условием подготовки к ремонту, инспекции или замене оборудования [9,10].

Специфика и сложность процессов обращения с радиоактивными отходами щелочных металлов (РАО ЩМ) определяется их пожароопасностью, обусловленной высокой химической активностью Na, сплава NaK, Cs - и усугубляется их радиоактивностью, определяемой присутствием продуктов активации теплоносителя (22Na, 24Na), растворенных в нем примесей (110Ag, 65Zn); активированных коррозионных продуктов и конструкционных материалов натриевых контуров и их оборудования (54Мп, 60Со, 58Со), а также продуктов деления, попадающих в ТН из поврежденных ТВЭЛов (137Cs, 134Cs, Т, 90Sr, 1311 и др.). Очевидно, что удаление натрия с поверхности оборудования одновременно устраняет часть радиоактивности. Дополнительный процесс дезактивации требуется для устранения трудноудаляемых радиоактивных загрязнений поверхностей оборудования [10,13]. В силу конструктивного разнообразия оборудования, габаритов, особенностей загрязнения практическая задача удаления остатков ТН в каждом случае решается индивидуально.

Разрабатываемые методы отмывки должны быть направлены на достижение высокой чистоты поверхности оборудования, содержащей допустимое количество химических и радиоактивных загрязнений, с целью исключения дополнительных источников примесей в ТН при повторном использовании оборудования. Поиск новых технологических способов должен преследовать цель удовлетворения условий безопасной, эффективной отмывки конкретного оборудования и последующего кондиционирования вторичных отходов.

При выводе из эксплуатации общие аспекты обращения с отходами ЩМ аналогичны приведенным выше для периода эксплуатации БН-реакторов. Сохраняется необходимость:

• удаления Na с демонтируемых систем и реакторного оборудования;

• удаления Na с различных инструментов, используемых при демонтаже;

• обезвреживания специфических устройств и систем (ХФЛ, ловушки паров цезия и др.)

Существенные отличия этого этапа определяются общим масштабом работ, связанных с необходимостью очистки от натрия крупногабаритного оборудования (контура, насосы); необходимостью обращения с большими массами радиоактивных ЩМ, когда в качестве РАО рассматривают полный объем теплоносителя, слитого из контуров БН-реактора [12-15].

РАО ЩМ, представляющие собой химически чистый натриевый теплоноситель, с удельной

О Q радиоактивностью до 10 -10 Бк/кг в I контуре, определяемой, в основном, радионуклидами 137Cs, 22Na, и удельной радиоактивностью до 105—106 Бк/кг во II контуре, определяемой тритием, подлежат переработке и кондиционированию в соответствии с документом Госатомнадзора России, не допускающим длительное хранение такого вида отходов [18].

РАО ЩМ представляют собой особую категорию радиоактивных отходов, начальный этап переработки которых предполагает перевод РАО ЩМ в пожаробезопасное состояние, исключающее риск возгорания при взаимодействии с влагой, компонентами воздуха и связанный с ним риск образования радиоактивных аэрозолей [8,11].

В области переработки РАО ЩМ в химически устойчивое, пожаробезопасное состояние накоплен определенный опыт и разработаны соответствующие варианты его технической реализации для различных видов отходов теплоносителя быстрых реакторов [9,10,13,14].

Экологической альтернативой переработке в химически устойчивое состояние больших масс РАО натрия является его повторное использование в промышленности (после очистки и распада короткоживущих радионуклидов). Более вероятное направление утилизации натрия - в качестве ТН на действующих или вновь строящихся БН-реакторах [19,20].

Современный подход к выбору технологии переработки РАО ЩМ выдвигает в качестве основных характеристик экономичность, безопасность и управляемость процесса, а также качество конечного целевого продукта переработки, подлежащего надежной изоляции от биосферы с сохранением устойчивости под действием природных агрессивных сред.

Работы, результаты которых представлены в диссертации, выполнены в рамках научно-технической деятельности, проводимой в ГНЦ РФ-ФЭИ по разработке и обоснованию безопасных, эффективных технологических способов кондиционирования РАО щелочных металлов-теплоносителей БН-реакторов.

Актуальность задачи кондиционирования РАО щелочных металлов - теплоносителей определяется следующими обстоятельствами.

Обращение с радиоактивными отходами щелочных металлов-теплоносителей - натрием, сплавом NaK, цезием является необходимой операцией технологического регламента при эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах, предусматривается при их проектировании и становится особенно масштабной при выводе из эксплуатации РУ типа БН.

Исследования и разработки по обращению с РАО ЩМ активизировались в последнее время в связи с выводом и перспективой вывода из эксплуатации группы опытных и промышленных БН-реакторов и связанной с ней проблемой кондиционирования больших масс отходов теплоносителей (Na, сплава NaK) I и II контуров реакторов БР-10 и БОР-бО (Россия), БН-350 (Казахстан), DFR и PFR (Великобритания), Rapsodie и SUPERPHENIX (Франция), KNK-II (Германия), Fermi-1 и EBR-II (США) и др.

С учетом предполагаемых сроков вывода реакторов из эксплуатации, после 2000 года в качестве отходов ядерной энергетики ~14600 т натрия будет подлежать кондиционированию, причем более 8400 т - с удельной активностью до 108-109 Бк/кг [13]. В США и странах Западной Европы по причинам технического, экономического и политического свойства, препятствующим утилизации Na как в атомной энергетике (не предвидится строительства новых АЭС этого типа), так и в других отраслях промышленности (из-за существующего ограничения в использовании отходов ядерной энергетики), приняты решения о переработке всей массы отработавшего теплоносителя из I и II контуров реакторов EBR-II, PFR, SUPERPHENIX, KNK-II, БН-350 в химически устойчивое состояние [9,12].

Реализация этой задачи связана с совершенствованием известных и разработкой принципиально новых технологий и технических средств переработки РАО.

К основным достоинствам известных зарубежных промышленных способов переработки больших масс РАО ЩМ следует отнести непрерывность, управляемость и высокую производительность процессов переработки теплоносителей реакторов EBR-II и PFR [21-25].

Основной проблемой известных способов переработки РАО ЩМ является образование в качестве конечного продукта концентрированных щелочных растворов, радиоактивность которых определяется, в основном, радионуклидами Cs, Na и тритием, создающих потенциальную опасность загрязнения окружающей среды, распространения радионуклидов.

Зарубежные программы Франции, США, Казахстана, предусматривают проведение исследований и разработок способов кондиционирования РАО ЩМ и вторичных отходов, в том числе отверждением щелочных растворов в труднорастворимые компаунды [21,25,26].

Кондиционирование РАО ЩМ — актуальная задача, решение которой предполагает анализ существующего опыта и его совершенствование с учетом современных норм и правил обращения с твердыми и жидкими радиоактивными отходами.

Сохраняет актуальность совершенствование способов отмывки оборудования от ЩМ, особенно в части кондиционирования вторичных отходов.

Представляется перспективной и актуальной разработка способов кондиционирования РАО ЩМ, позволяющих в одном технологическом процессе осуществлять эффективное окисление щелочного металла в контролируемом режиме и формировать конечный продукт переработки в виде труднорастворимой матрицы, надежно фиксирующей радионуклиды

1 П ПЛ лл

Cs, Sr, Т, Na, соответствующей нормативным требованиям по водоустойчивости, механической прочности и предназначенной для экологически безопасного захоронения.

Цель диссертационной работы состоит в разработке экологически безопасных технологий и соответствующих установок по отмывке реакторного оборудования и переработке РАО щелочных металлов - теплоносителей, позволяющих:

• реализовать переработку РАО ЩМ в пожаробезопасное, химически устойчивое состояние в регулируемом низкотемпературном эффективном режиме;

• кондиционировать продукты переработки в компактную труднорастворимую форму, пригодную для долговременного экологически безопасного захоронения.

При этом исследованию подлежат следующие явления и процессы:

- изучение взаимодействия щелочных металлов (Na, сплавом NaK и Cs) с жидкофазными реагентами для установления общих закономерностей влияния состава реагентов и условий их применения на кинетику растворения ЩМ и продуктов их окисления;

- изучение особенностей процессов регенерации исходных реагентов для их повторного использования из продуктов реакции;

- выбор и изучение состава водоустойчивых матриц для иммобилизации продуктов переработки, включающих радионуклиды 22Na, 137Cs, 90Sr; определение оптимальных технологических параметров, последовательности необходимых технологических операций и технических требований к установкам.

Научная новизна результатов диссертационной работы заключается в следующем:

- предложен новый технологический способ низкотемпературного кондиционирования РАО ЩМ переработкой в щелочной раствор и отверждением в геоцементный камень;

- предложен и разработан новый технологический способ кондиционирования РАО ЩМ с помощью жидких смесей эфиров гликолей с индифферентными разбавителями (при отмывке оборудования и переработке отходов Na, Cs, сплава NaK;

- предложен и разработан новый способ переработки органических ЖРО с целью регенерации исходных реагентов; построена диаграмма (треугольник Гиббса) тройной жидкофазной системы бутилцеллозольв-вода-нефтяное масло для оптимизации регенерации бутилцеллозольва из образующихся органических отходов;

- определены закономерности и характеристики процессов гетерогенного растворения щелочных металлов в исследованных жидкофазных реагентах с образованием газообразной фазы, в том числе с использованием метода вращающегося диска;

- получены зависимости влияния исследуемых параметров (температура, давление, состав раствора, степень дисперсности ЩМ, характер его поверхности) на скорость процессов гетерогенного растворения щелочных металлов и продуктов их окисления в водных растворах NaOH (10-55мас%) и в составах на основе бутилцеллозольва;

- с использованием метода радиоактивных индикаторов у-спектрометрическим анализом и методами химического анализа проведено изучение процессов соосаждения, ионного обмена, сорбции и выщелачивания радионуклидов 137Cs, 134Cs, 22Na, 65Zn в системах раствор-сорбент (клиноптилолит, КУ-2-8), контактный раствор-геоцементный компаунд.

- с использованием металлографического и гравиметрического анализа и механических методов испытаний проведены исследования коррозионной стойкости конструкционных сталей 1X18Н9 и ЭИ-847 (в том числе на участках, находящихся под напряжением) в бутилцеллозольве и продуктах его взаимодействия с натрием.

- впервые синтезированы геоцементные компаунды (минералоподобные щелочные алюмосиликатные образования) с максимальным насыщением матрицы щелочным элементом. Проведены исследования структуры (рентгенофазовый анализ) и основных свойств (водоустойчивость, механическая прочность) геоцементных компаундов, подтвердившие их перспективность в качестве матричных материалов для иммобилизации РАО концентрированных щелочных растворов среднего уровня удельной активности.

По теме диссертации автором получен 1 патент и 6 авторских свидетельства на изобретения [16,17,27-31].

Практическая ценность работы заключается в том, что на основании проведенных исследований и полученных в работе экспериментальных данных

- по физико-химическим свойствам систем жидкофазный реагент - щелочной металл,

- по кинетике растворения Na, Cs, сплавов NaK в исследуемых жидкофазных реагентах,

- по способам регенерации реагента с целью его повторного использования,

- по подбору состава вяжущих композиций и результатам изучения структуры и свойств матричных материалов для отверждения продуктов переработки:

1) Разработана технологическая схема и определены основные технологические параметры процесса кондиционирования РАО ЩМ переработкой в щелочной раствор и отверждением в геоцементный камень. Выданы рекомендации и техническое задание на разработку опытной установки.

2) Разработана технологическая схема и определены основные технологические параметры усовершенствованного водо-вакуумного процесса кондиционирования радиоактивных отложений холодных фильтр-ловушек применительно к ХФЛ I контура ИР БР-10 с последующим отверждением РАО ЩР в труднорастворимый компаунд (геоцемент). Разработано техническое задание и выданы технические предложения на опытно-конструкторскую разработку стендовой установки.

3) Разработана технология и реализован процесс кондиционирования реальных отходов щелочных металлов составами на основе бутилцеллозольва как при отмывке реакторного оборудования от Na, сплава NaK, так и при переработке РАО ЩМ - цезия, сплава NaK. Все испытания имели положительный результат.

Апробация результатов работы. Основные результаты работы доложены на следующих научных мероприятиях:

1) Международной конференции "Ядерная энергетика в космосе", 15-19 мая 1990, Обнинск;

2) Всероссийской конференции "Теплофизика-1991" Использование жидких металлов в народном хозяйстве, 12-15 ноября1991г., Обнинск; 3) 5-ой межотраслевой конференции по дезактивации оборудования и радиохимических производств АЭС и транспортных ЯЭУ, 1 -5 октября 1991 г., Санкт-Петербург; 4) Обнинском симпозиуме XV Менделеевского съезда по общей и прикладной химии, 31 мая-5 июня 1993г., Обнинск; 5) II Международном семинаре "Радиационное наследие бывшего СССР: современное состояние и проблемы реабилитации (РАДЛЕГ-99)", 20-25 ноября 1999г, Москва; 6) III Всероссийской конференциях по радиохимии, 28 ноября-1 декабря 2000г., Санкт-Петербург; 7) Всероссийской конференции "Теплофизика-2002". Тепломассоперенос и свойства жидких металлов, 29-31 октября, 2002г., Обнинск; 8) Московском семинаре по радиохимии при Российской Академии Наук и межведомственном научном совете по радиохимии при Минатоме РФ, ГЕОХИ, 2002г., Москва; 9) Международных совещаниях РГ при Минатоме РФ по проблемам технологии натриевого теплоносителя и вывода из эксплуатации БН-реакторов.

Материалы, использованные в диссертационной работе, опубликованы в 5 статьях, 3 препринтах, 3 докладах и тезисах 10 докладов на Международных и Российских научных конференциях, получено 6 авторских свидетельств на изобретения и 1 патент.

Автор выносит на защиту следующие основные положения:

- способы кондиционирования РАО ЩМ, позволяющие осуществлять в управляемом контролируемом режиме низкотемпературную переработку радиоактивных отходов щелочных металлов—теплоносителей БН-реакторов с получением труднорастворимого конечного продукта, пригодного для экологически безопасного захоронения;

- комплекс физико-химических свойств жидких реакционных смесей и твердых конечных продуктов, кинетических характеристик систем жидкофазный реагент-щелочной металл;

- рецептуры вяжущих смесей для иммобилизации РАО щелочных растворов;

- технические предложения на разработку опытной установки для кондиционирования РАО ЩМ переработкой в щелочной раствор и отверждением в геоцементный камень.

Общая характеристика работы. Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения, списка использованной литературы, содержащего 160 наименований, из них 33 работы автора. Основной материал диссертации изложен на 175 страницах машинописного текста, содержит 34 таблицы и 65 иллюстраций, дополнен приложением - на 8 страницах.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Скоморохова, Светлана Николаевна

Выводы главы 3

Предложен и разработан новый технологический процесс кондиционирования щелочных металлов с помощью жидких смесей эфиров гликолей с индифферентными разбавителями применительно как к отмывке оборудования, так и к переработке отходов Na, Cs, сплава NaK (изобретение). Как основной органический реагент применен бутиловый эфир этиленгликоля - бутилцеллозольв. В качестве разбавителя использованы технические смеси углеводородов - нефтяные масла (изобретение).

1. Установлено, что выбранный реагент бутилцеллозольв, по результатам сопоставления физико-химических характеристик различных спиртов, эфиров гликолей и особенностей их взаимодействия с натрием, сплавом NaK, цезием, обладает оптимальной совокупностью свойств, определяющих его технологичность для работы со щелочными металлами. Использование бутилцеллозольва обеспечивает повышенную пожаробезопасность и контролируемость процесса, возможность в смеси с индифферентным разбавителем регулировать скорость реакции со щелочными металлами, отсутствие коррозии конструкционных материалов.

Установлена емкость БЦ при 25°С; ее величина без выпадения алкоголята в осадок составляет: по Li - 0,6 мас%; Na - 3,6 мас%; сплаву NaK - 5,1 мас%; Cs - 19,2 мас%.

2. Исследована кинетика растворения щелочных металлов (Na, NaK, Cs) в БЦ и в составах БЦ-нефтяные масла, БЦ-вода в диапазоне температур 20-60°С. Исследованные реакции классифицированы как гетерогенные процессы с образованием газообразной фазы, скорость которых лимитируется диффузионными явлениями.

3. Подтверждена общая закономерность растворения щелочных металлов в спиртах, в соответствии с которой вязкость раствора как функция стереохимии молекул растворителя и сольватации ионов растворенного вещества, является одним из определяющих факторов скорости реакции и состояния насыщения раствора.

Установлены величины вязкости растворов алкоголятов, при которых реакция бутилцеллозольва с натрием практически прекращается независимо от способа достижения (за счет изменения температуры или насыщения натрием). Добавки инертного разбавителя (нефтяных масел) снижают скорость взаимодействия бутилцеллозольва со Na, NaK, Cs вследствие изменения вязкости раствора.

4. С увеличением содержания воды в составе бутилцеллозольв-вода скорость растворения в нем натрия возрастает и носит ступенчатый характер. При содержании воды в бутилцеллозольве > 40,5 об % скорость растворения натрия в составе резко возрастает, приближаясь по величине к взаимодействию с чистой водой.

5. Исследованиями растворения натрия бутилцеллозольвом из капилляров, кольцевых зазоров, имитирующих геометрически сложные компоненты оборудования, показано влияние геометрического фактора на кинетику и механизм растворения. В условиях разрежения в реакционном объеме (технический вакуум) влияние лимитирующих диффузионных факторов существенно снижается, при этом наиболее эффективно растворение натрия из капилляров диаметром > 0,05 мм и кольцевых зазоров шириной > 0,1 мм) протекает в условиях «кипения при разрежении» (Т=60°С, Р=0,1-1,3 кПа).

6. Определены изотермические равновесия в системе БЦ - нефтяное масло — вода, представленные в виде диаграммы (треугольник Гиббса), характерной для тройной системы с ограниченной растворимостью одной пары компонентов.

При оптимальном составе моющего раствора (40 об % БЦ - 60 об % масла) в интервале температур 25-80°С растворимость воды составляет 1,2-3,2 об % без нарушения гомогенности системы. Полученные данные применены для обоснования использования воды в качестве единственного расходуемого реагента в процессе регенерации моющего состава из образующихся органических отходов.

7. Предложен и разработан новый способ кондиционирования жидких органических отходов с целью регенерации смеси реагентов БЦ-масло после ее использования:

• на основе гидролитического разложения алкоголята щелочного металла и нейтрализации щелочи углекислым газом с выделением 95-98% бикарбоната натрия NaHC03 в виде компактного твердого осадка (изобретение);

• путем катионного обмена с использованием сильнокислотных катионитов (изобретение). Применительно к регенерации цезий-содержащих отходов с помощью катионита КУ-2-8 достигнуто извлечение 99,9999 мас% Cs (коэффициент очистки по 134Cs -1.106). Разработанный процесс реализован в аппаратурной схеме.

8. Исследовано влияние органического реагента бутилцеллозольва и продуктов его взаимодействия с натрием на коррозионную стойкость сталей Х18Н10Т и ЭИ-847 с использованием металлографического и гравиметрического анализов и механических методов испытаний. Показано отсутствие коррозионного воздействия на материалы сталей, в том числе на участках, находящихся под напряжением.

9. Разработана технологическая схема и определены основные технологические параметры отмывки реакторного оборудования от щелочных металлов составами на основе бутилцеллозольва. Проведены успешные испытания технологии при отмывке от Na крупногабаритного оборудования - холодной ловушки окислов II контура, модели трубного пучка парогенератора, испытательного канала-петли от сплава NaK. Исходный состав регенерирован из образовавшихся отходов. Выход 90-95 об %.

10. Разработана технологическая схема и определены основные технологические параметры кондиционирования РАО ЩМ составами на основе бутилцеллозольва. Основные узлы технологической схемы реализованы в двух оригинальных конструкциях стендовых установок и испытаны при переработке РАО цезия с суммарной активностью 260 Ku (134Cs, 137Cs), а также при кондиционировании 350 л РАО сплава NaK в виде эмульсии в вакуумном масле с удельной у-активностью 2.103 Бк/л. Проведена регенерация исходного состава, получен конечный твердый компактный продукт переработки.

Подтверждена эффективность и безопасность разработанного регулируемого низкотемпературного жидкофазного процесса, а также способа регенерации моющего состава из образующихся органических отходов с целью его повторного использования. Все испытания имели положительный результат.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В процессе эксплуатаци, и особенно при выводе из эксплуатации ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах обращение с РАО щелочных металлов-теплоносителей является актуальной проблемой в связи с необходимостью кондиционирования различных масс теплоносителя и отмывки оборудования от остатков радиоактивных щелочных металлов.

В диссертационной работе получены результаты, позволяющие решить эту важную проблему. В их числе можно назвать:

1. Предложен новый технологический процесс низкотемпературного регулируемого кондиционирования РАО ЩМ переработкой в щелочной раствор и отверждением в геоцементный камень (патент). Создана экспериментальная установка, выданы рекомендации и техническое задание на разработку опытной установки.

2. Разработана технологическая схема и определены основные параметры усовершенствованного водо-вакуумного процесса удаления натрия и каустических отложений ХФЛ с последующим отверждением образующихся РАО щелочных растворов в труднорастворимый компаунд (геоцемент). Разработано техническое задание и выданы технические предложения на опытно- конструкторскую разработку стендовой установки.

3. Обоснован выбор перспективного минералоподобного матричного материала (геоцемента) для иммобилизации РАО концентрированных щелочных растворов. Разработаны оптимальные рецептуры вяжущих композиций для получения качественных водоустойчивых компаундов. Изучены структура и свойства отвержденного продукта: механическая прочность на осевое сжатие - 10-30 МПа, скорость выщелачивания 137Cs в воду (при 20° С) - 10"4-10"5 г/см2.сут. при содержании щелочного элемента (Na) до ~10 мае %.

4. Предложен и разработан новый технологический процесс кондиционирования РАО ЩМ с помощью органического реагента - бутилового эфира этиленгликоля (бутилцеллозольва) в смеси с индифферентными разбавителями применительно как к отмывке оборудования, так и к переработке РАО Na, Cs, сплава NaK (2 изобретения). Основные узлы технологической схемы реализованы и испытаны в двух оригинальных конструкциях стендовых установок.

5. При переработке реальных РАО ЩМ подтверждена эффективность и безопасность разработанного регулируемого низкотемпературного жидкофазного процесса, а также способов регенерации моющего состава из образующихся отходов (2 изобретения) с целью его повторного использования.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Скоморохова, Светлана Николаевна, 2004 год

1. Субботин В.И., Ивановский М.Н., Арнольдов М.Н. Физико-химические основы применения жидкометаллических теплоносителей.- М.: Атомиздат,1970.

2. Быстрое П.Н. Каган Д.Н., Кречетова Г.А., Шпильрайн Э.Э. Жидкометаллические теплоносители тепловых труб и энергетических установок. М.: Наука, 1988.

3. Жидкометаллические теплоносители ЯЭУ. Очистка от примесей и их контроль.// Под ред. Ф.А.Козлова. М.: Энергоатомиздат, 1983.

4. Турчин Н.М., Дробышев А.В. Экспериментальные жидкометаллические стенды. М.: Атомиздат, 1978 г. -190 с.

5. Натрий реакторной чистоты для реакторов БН. Технические требования и методы контроля примесей: ОСТ 95 10582-2003: Стандарт отрасли, 2003.

6. Ситтиг М. Натрий, его производство, свойства и применение. М.: Гос. изд-во литературы в области атомной науки и техники, 1961.

7. Архипов В.М. Техника работы с натрием на АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986.

8. Правила устройства и безопасной эксплуатации установок, работающих со щелочными металлами. 2-е издание, переработанное и дополненное. Утвержд. Зам. Министра РФ по атомной энергии / Отв.ред. В.П.Матвеев, Обнинск, 1995. 144 с.

9. Characterization and Management of Radioactive Sodium and Other Reactor Components as Input Data for the Decommissioning of Liquid Metal-cooled Fast Reactors // Working material. TWG-FR/110: Reproduced by the IAEA. Vienna, Austria, 2002.

10. Поляков В.И., Штында Ю.Е. Методы отмывки и дезактивации оборудования, обезвреживания и утилизации отходов натриевого теплоносителя БН-реакторов: Обзор. -Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998. 47 с.

11. Скоморохова С.Н., Кочетков Л.А., Старков О.В. Технологические особенности переработки и кондиционирования больших масс РАО щелочных металлов-теплоносителей реакторов типа БН / Препринт ФЭИ-2993. Обнинск, 2003. - 46 с.

12. Rodriguez G., Frith R., Berte M. // General Review of the Decommissioning of Liquid Metal Fast Reactors (LMFRs) in France / ref. 11.

13. Способ переработки радиоактивных отходов щелочных металлов: Патент РФ №2131628 / С.Н.Скоморохова, В.С.Копылов, Э.Е.Коновалов, Е.А.Кочеткова, О.В.Старков, Е.М.Трифанова. № 97113190/25; Заявл.31.07.97; Опубл.10.06.99. - Бюл. № 16. - 4 с.

14. Состав для очистки поверхности конструкционных материалов: А.С. 1086830 СССР / Л.А.Кочетков, А.Г.Карабаш, Е.А.Кочеткова, С.Н.Скоморохова, В.М.Архипов. -№3398707/22-02; Заявл.23.02.82. Открытия, изобретения, 1988.

15. Рекомендации по установлению критериев приемлемости кондиционированных РАО для их хранения и захоронения / Руководства по безопасности РБ-023-02 ГАН, 2002.

16. Старков О.В., Коновалов Э.Е., Ластов А.И. и др. Исследования обезвреживания и утилизации радиоактивных отходов натриевого теплоносителя быстрых реакторов // Теплофизика-91: Тез.докл.Межотр.науч.конф. Обнинск, 1993. - С.207-210.

17. Способ переработки натриевого теплоносителя ядерного реактора: Патент РФ №2123732/ В.И.Поляков,Ю.Е.Штында.-№97107523/25;Заявл.05.05.97;0публ.20.12.98.-Бюл.№35.- 5 с.

18. Michelbacher J.A., Henslee S.P., Medermott M.D., Price J.R., Rosenberg K.E., Wells P.B. The sodium process facility at Argonne National Laboratory-West // ref. 21.

19. MagnyE.,Berte M.Fast reactors bulk sodium coolant disposal NOAHprocess application//ref. 11.

20. Mc.Intyre A.W. PFR liquid metals disposal at Dounreay // ref. 11.

21. Скворцов А.И., Сафутин В.Д., Ямов В.Ю., Завадский М.И. Вывод из эксплуатации РУ БН-350. Опыт проектирования // Ядерные реакторы на быстрых нейтронах: Доклад на научно—технич. форуме. Обнинск, 2003.

22. Rodriguez G., Camado S., Fiquet О., Bernard A., Le Bescop P. Study of optimal transformation of liquid effluents resulting from the destruction of radioactive sodium by water into ultimate solid wastes // ref. 11.

23. Растворитель для очистки оборудования от щелочных металлов: А.С. 624449 СССР / Л.А.Кочетков, С.Н.Скоморохова, О.В.Старков, Е.А.Кочеткова и др. Заявл.1978 // Открытия. Изобретения. - 1988. - № 43. - С.279.

24. Способ регенерации состава для очистки оборудования от щелочных металлов: А.С. 1173701 СССР / А.Г.Карабаш, Е.А.Кочеткова, С.Н.Скоморохова. № 3625846/22-02; Заявл. 18.07.83 // Открытия. Изобретения. - 1983. - № 48. - С.252.

25. Способ регенерации состава для очистки оборудования от радиоактивных щелочных металлов: А.С. 1634034 СССР / С.Н.Скоморохова, Е.А.Кочеткова, М.Ф.Савин, В.С.Каданцев, Е.М.Трифанова. № 4377198/25; Заявл.ОЗЛ 1.87 // Открытия. Изобретения. - 1989.- №28.

26. Способ определения водорода в газовой и жидкой среде: А.С. № 1826734 СССР / Е.А.Кочеткова, С.Н.Скоморохова, В.А.Блохин,Г.И.Линник.-№4780778/25; Заявл.09.01.90.

27. Анализатор водорода в газовых смесях: Свидетельство на полезную модель № 17987 / Е.А.Кочеткова, В.В.Лешков, С.Н.Скоморохова, Г.И.Линник, А.С.Кудинов. №2001102427/20; 3аявл.30.01.01; Опубл. 10.05.01. Бюл. № 13.

28. Химическая энциклопедия. М.: "Советская энциклопедия", т.2, 1990, стр. 179-183.

29. Причины и последствия взрыва на стенде МТ при регенерации холодной ловушки окислов: Отчет о НИР/ ФЭИ; Инв.№2893. -34с. Обнинск, 1981. - Исполн. В.С.Тымош, М.П.Никулин, И.А. Ефимов и др.

30. Удаление щелочных металлов из труднодоступных зон: US Patent №3044869, Cl.75-66; Заявл. 19.02.60; Опубл. 17.07.62.

31. Давыдов В.В., Сааре С.Я., Сидоренко Н.М. и др. Нейтрализация натрия, калия, цезия, эвтектического сплава натрий-калий //Теплофизика-91. Использование жидких металлов в народном хозяйстве: Сб.тез.докл.межотрасл.конф. Обнинск, 1993, -С.204-205.

32. Smit C.Ch. TNO Experience on Sodium Cleaning of Large Plant Components by Vacuum Distillation // IAEA- IWGFR Specialists Meeting on Sodium Removal and Decontamination, 14-16 Feb. 1978. Richland, Washington, USA, 1978. - P.8-12.

33. Shaede E.A., Walker D.C. The reaction between alkaly metals and water // The Alkaly Metals (Proc. Symp. Nottingham, 1966), The Chemical Society. - London, 1967.

34. Аксельруд Г.А., Молчанов А.Д. Растворение твердых веществ. М.: Химия, 1977.

35. Аксельруд Г.А., Походенко JI.A. // Кинетика и катализ. 1966. - т.7, №6. - С.1081-1083.

36. US Patent № 3918961, С 22 В 27/00; Приоритет от 12.12.74.

37. Crippen M.D., Funk C.W., Lutton J.M. The Water Vapor Nitrogen Process for Removing Sodium from LMFBR Components // IAEA-IWGFR Specialists Meeting on Sodium Removal and Decontamination, 14-16 Feb. 1978. Richland, Washington, USA, 1978. - P.154-156.

38. Василенко K.T., Кочетков JI.A., Архипов B.M., Баклушин Р.П. и др. Опыт отмывки и дезактивации компонентов реактора БН-350 // ref. 43. Р.195-203.

39. Kamei М. and oth. Experience on sodium removal from various components // ref.43. P.83-99.

40. Bohnel K., Hanke D., Stade K.Ch. Washing sodium contaminated component at KNK II// Proceedings of technical meeting at Phenix Power station. Marcoul, France, 1995. - P.30.

41. Addison C.C., Manning J.A. The reaction of water vapor with liquid sodium, sodium peroxide, sodium monoxide and sodium hydride, vapor pressures in the sodium hydroxide- water system // J. Chem. Soc. 1964. - P.4887.

42. Whitlow W.H. Sodium cleaning and decontamination of PFR fuel charge machine // Proceedings of Third Internation. Confer, on liquid metal eng. And techn. (LIMET-84). -London, 1984. V.2. - P.125-132.

43. Mucaibo R. and oth. Operational experience or the fuel cleaning facility of JOYO // ref.43. -P.53-62.

44. Matsuno Y. and oth. Sodium removal from the mechanical pumps of JOYO // ref. 43. P.77-82.

45. Donaldson D.M. and oth. UK fast reactor sodium removal decontamination and requlification // ref. 43.-P.108-123.

46. Funk C.W. and oth. Review of sodium removal processes using water // Proceedings of the Internation. Confer, on Liquid metal Techn. in Energy Production, 3-9 may 1976. Champion, Pennsylvania USA. - Champion, 1976. - V.2. - P.554-560.

47. Вопросы предремонтной отмывки оборудования натриевых контуров быстрых реакторов: Отчет о НИР/ ФЭИ; Инв.№ 3092 дсп. Обнинск, 1981.-48 е.- Отв.исполн. В.М.Архипов, исполн. А.В.Карпов, М.П.Никулин, Б.С.Тымош, С.Н.Скоморохова и др.

48. Jolly J.A. Centrale Phenix. Lavage des composants // Proceedings of technical meeting at Phenix Power station. Marcoule France, 1995. - P.39.

49. Masse F., Rodriguez G. Cleaning and decontamination: experimental feedback from PHENIX // ref. 54. P.42.

50. Mesnage В., Marieteau P. Creys-malville nuclear plant. Handling line operating experience // Proc. of the 29th meeting of Intern. Working Group on Fast Reactors held in Aktau, 14-17 May 1996. Vienna: IAEA, 1996. - P.79-89.

51. Алцыбеева А., Левин С. Ингибиторы коррозии металлов. Л.: Химия,1968.

52. Sherman Steven R., 1 HensleePau, Rosenberg Kenneth E., Knight Collin J. Unique Process for Deactivation of Residual Sodium in LMFBR Systems / Argonne National Laboratory. Reno, NV, 4-8 August, 2002.

53. Gostalgi. Sodium carbonation long time tests / WG9. Lyon, France, 2002.

54. Nakai S. Japanese experience and approach to radioactive sodium waste management / O-arai Engineering Center, JNC /Japan; Maintenance Engineering Section Experimental Reactor Division // ref.59.

55. Леднев А.И., Клюков Б.П. Исследование, разработка и внедрение технологии водо-вакуумного способа отмывки оборудования от натрия // Теплофизика-91. Использование жидких металлов в народном хозяйстве:Тез.докл.межотр.научн.конф. Обнинск, 1993,-С.214-216.

56. Симановский Ю.М. и др. Разработка и совершенствование технологии отмывки оборудования от остатков натриевого теплоносителя // Теплофизика-91. Использование жидких металлов в народном хозяйстве:Тез.докл.межотр.научн.конф.-Обнинск,1993. -С.201-203.

57. Ninomiya S., Ohtsuka F., Nei H. Feasibility Test on Sodium Removal from Crevices // ref.2. -P.151-155.

58. Отмывка от натрия электромагнитного насоса ЦЛИН 3/3500: Отчет ОКБМ, Н-8322, 1986.

59. Chier E.G. Corrosion and cleaning aspects of sodium side crevices in components of LMFBRs //ref. 37.-P.13-16.

60. Abrams C.S. and oth. Development of disposal method and burial criteria for radioactive sodium wastes // ref. 48. V.2. - P.l65-170.

61. Welch F.H., Steele O.P. // Nuclear Technology, 1980. V.47. - P. 199-207.

62. Buscher E., Haubold W., Jansing W., Kirchner G. Sodium Removal From Fuel Elements by Vacuum Distillation // ref. 37. P.46-51.

63. Korolkov A.S. and oth. The operating experience of the BOR-6O rector // Proc. of the 29th meeting of Intern / Working Group on Fast Reactor held in Aktau, 14-17 May 1996. Vienna: IAEA, 1996. -P.186-187.

64. Asquith J.G., Steele III O.P., Welch F.N. Sodium removal technology the alcohol process // Liquid Metal Technology in Energy Production: Proc. Int. Conf. Champion, May, 1976. -Pennsylvania, USA, 1976.

65. Sontag S.P., Brenrle R.C. The removal of sodium from the sodium reactor experiment primary system // Second Int. Conf. On Liquid Metal Technology in Energy Production, 20-24 Apr. 1980. Richland, Washington, USA, 1980. - P.6-12.

66. De Luca В., Grasso C., Spaconi M. Cleaning of Small components of complex geometry by means of the sodium alcohol reaction // ref. 37. P.139-I45.

67. Caponetti R. Sodium Cleaning procedures for PEC prototype mechanism // Nuclear Technology, 1985. V.70. - P.408-423.

68. Voice E.H. The Reaction of Sodium metal with Alcohol // Proceedings of Third Intemation: Confer, on liquid metal eng. And techn. (LIMET-84). Oxford, 1984.

69. Патент Японии № 55-43407, кл. G 21 F 9/06; Опубл. 1980.

70. Krzul R.J., Washburn R.A. Removal of Radioactive Sodium from Experimental Breeder Reactor-II Components and Conversion to a Disposable Solid Waste Alcohol Recovery // Nuclear Technology, 1985. V.70. - P.424-432.

71. Process for the disposal of alkali metals: Патент 4032614 США / L.C.Lewis; 0публ.28.06.77.

72. Hammer R.R., Lewis L.C. Обработка NaK из реактора EBR-I с переводом в твёрдый продукт для хранения//Дезактивация и снятие с эксплуатации радиоактивного оборудования: Сб.матер.I Конф. М.: Атомиздат. - ЦНИИ Атоминформ. - Е.52. - Вып.З. -1978.-С.22-29.

73. Michelbacher J.A. Radioactive Sodium Waste Treatment & Conditioning in the USA // ref. 9.

74. Bowser R., Farguhar J., Currie R. The design, construction, commissioning and operation of a plant at Dounreay to dispose of sodium from KNK-II // ref. 11.

75. Kozlov F.A., Volchkov L.C., Drobyshev A.V., Nikulin M.P., Kochetkov L.A., Alexeev V.V. Sodium coolant of fast reactors: experience and problems // ref. 11.

76. Локшин Э.П., Громов О.Г., Кузьмин А.П, Получение гидроксидов щелочных металлов // Теплофизика-2002. Тепломассоперенос и свойства жидких металлов: Тез. докл. Рос.межотрасл.конф. 29-31 октября 2002 г. Обнинск, 2002. - Матер.конф. - Т.1. - С.237.

77. Petitfour В., Rahier A., Serhers J., Vandevoorde R. Oxidation and conditioning of contaminated metallic sodium // IAEA Technical meeting on Radioactive Sodium Waste Treatment & Conditioning, April 4-8,2002. Lyon, France, 2002.

78. Montigon J.F. Sodium waste management in CEA // Specialist Meeting on Sodium Wastes, October, 1998. Dimitrovgrad (Russia), 1998.

79. Alkaline Cement and Concretes // Proceedings of the First International Conference held at the Scientific-Research Institute on Binders and Materials named after V.D.Glukhovsky, 11-14 October 1994. Kiev, Ukraine, 1994.

80. Гиндин Л.Г., Мискинова Т.А. Кинетика некоторых реакций с металлическим натрием И Кинетика и катализ. 1963. - Т.1У. - Вып. 3. - С.480^194.

81. Мискинова Т.А., Гиндин Л.Г. О ступенчатом эффекте и его информационной функции // Журнал физической химии. 1974. - T.XYIII. - № 8. - С. 1982-1984.

82. Мелвин-Хьюз Э.А. Физическая химия/Кн.Н.-М.'.Иностранная литература,1962.-С.741-758.

83. Старков О.В., Мухин И.П., Желнин В.Д., Мельниченко В.А. Коррозионно-щелочное растрескивание материалов парогенераторов натрий-вода: Препринт / ФЭИ-1285. — Обнинск, 1982.- 98с.

84. Гуляев В.Н., Акользин П.А. и др. Коррозионное растрескивание стали 1Х18Н10Т в растворе едкого натрия и хлористого калия // Теплоэнергетика. 1961. - № 9. - С.50-54.

85. Общие технические требования. Отходы радиоактивные цементированные: ГОСТ Р51883-2002, 2002.

86. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности: Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии НП-019-2000.

87. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002): СП 2.6.6.1168-02.

88. Исследование условий самовоспламенения в системе натрий продукты его взаимодействия с компонентами воздуха: Отчет о НИР/ ФЭИ; Инв. № 7774. - Обнинск, 1990.-49с. - Испол. В.С.Копылов, С.Н.Скоморохова, А.И.Ластов, Е.М.Трифанова и др.

89. Годовская К.И., Рябина Л.В., Новик Г.Ю., Гернер М.М. Технический анализ / 2-е изд., перер. и доп. М.: Высшая школа, 1972. - 488 с.

90. Руководство по неорганическому синтезу / Редактор Г.Брауэр М.: Мир, 1985. - Т.З.

91. Экспериментальные исследования взаимодействия натрия с водой в условиях разрежения: Отчет о НИР/ФЭИ; Инв. № 9101. Обнинск, 1995.-53с- Исполн. С.Н.Скоморохова, В.С.Копылов, Е.М.Трифанова, Ю.П.Налимов.

92. Оптимизация физико-химических параметров растворения натрия в воде и водных растворах щелочей, солей в условиях разрежения: ОНТИ о НИР/ ФЭИ; Инв.№ 9747. — Обнинск, 1997.-67с.Исп. С.Н.Скоморохова, В.С.Копылов, Е.М.Трифанова,Т.В. Вихрова.

93. Удаление натрия и твердой фазы в нем из холодных ловушек 1 контура установки БР-10: Технические предложения ФЭИ; № 48-04/1. Обнинск, 1997. - Отв.исполн. Ф.А.Козлов, О.В.Старков, Ю.Е.Багдасаров, М.П.Никулин, Ю.И.Загорулько и др.

94. Разработка рабочего участка по обезвреживанию недренируемых остатков натрия в ХЛО с помощью водных щелочных растворов в условиях разрежения (водо-вакуумным методом): Технический проект ГНЦ РФ ФЭИ. Э.43.7110. Обнинск, 2004.

95. Кочеткова Е.А., Тихомиров А.В., Линник Г.И., Скоморохова С.Н. Электрокондуктометрический анализатор водорода в газе с чувствительным элементом Pd-Ag. // Заводская лаборатория. -1979. №7. - С.559-601.

96. Кривенко П.В. Физико-химические основы долговечности шлако-щелочного камня // Цемент.- 1990. № 11. - С.2-5.

97. Кривенко П.В., Пушкарева Е.К. Долговечность шлако-щелочного бетона. Кшв: Буд1вельник, 1993.

98. Clarke W.J., Helal М. Alkaly activated slag and portland/slag ultrafine cements //ref. 30.

99. Коновалов Э.Е., Богданович Н.Г., Скоморохова С.Н., Мышковский М.П. и др. Геоцементный камень устойчивый матричный материал для иммобилизации радиоактивных отходов // Радиохимия. - 2004. - № в печати.

100. Глуховский В.Д., Ростовская Г.С. Продукты гидратации грунтоцементов — аналоги природных цеолитов // Шлако-щелочные цементы, бетоны и конструкции: Докл. и тез.докл. 3 Всесоюз.науч.-практич.конф., октябрь 1989 г. Киев, 1989. - Т. I. - С.32-33.

101. ИСО 6961-82. Испытание отвержденных радиоактивных отходов посредством длительного выщелачивания: Международный стандарт. -1982.

102. ГОСТ 310.4-81.Цементы. Методы определения предела прочности при изгибе и сжатии. -1981.

103. ГОСТ 29114-91.Отходы радиоактивные. Метод измерения химической устойчивости отвержденных радиоактивных отходов посредством длительного выщелачивания.-1991.

104. Установка переработки содержимого отработавших холодных ловушек ИР БР-10 в безопасное состояние (установка ПХЛ): ГНЦ РФ ФЭИ ТЗ-24-01 от 17.07.01г. -Обнинск, 2001.- Отв.исполн.:Ю.Э.Багдасаров,В.С.Белинский,Е.А.Крючков и др.

105. Иост В. Взрывы и горение в газах /Под ред.проф.А.В.Фроста. М.:Иностр. лит-ра, 1952.

106. Скоморохова С.Н., Коновалов Э.Е., Копылов B.C., Старков О.В. и др. Разработка экологически безопасной технологии обезвреживания РАО щелочных металлов способом жидкофазного окисления // Избранные труды ФЭИ 1997. Обнинск, 1999. -С.211-213.

107. Левич В.Г. Физико-химическая гидродинамика. М., Физматгиз, 1959.

108. Касаткин А.Г. Основные процессы и аппараты химической технологии.-М.: Химия, 1971.

109. Пожаро-взрывоопасность веществ, материалов и средств их тушения: Справочник: В 2т. / Под ред. А.Н.Баратова, А.Я.Корольченко. М.: Химия, 1990.

110. Кочеткова Е.А., Лешков В.В., Скоморохова С.Н., Линник Г.И., Кудинов А.С. Системы контроля водорода для обеспечения водородной безопасности.// Безопасность АЭС и подготовка кадров: Тез.докл.УП междунар. конф. 8-11окт. 2001г. Обнинск, .С.10-12.

111. Разработка технологии переработки смесей сплава NaK с минеральным маслом к виду, пригодному для утилизации и захоронения:Отчет о НИР/ФЭИ; Инв. № 8823. -Обнинск, 1993.-67с.- Исполн.А.И.Ластов, С.Н.Скоморохова, Э.Е.Коновалов, Н.Г.Богданович и др.

112. Скоморохова С.Н., Архипов В.М., Кочеткова Е.А., Жильцова Т.В. Отмывка оборудования составами на основе бутилцеллозольва // Теплофизика-81. Теплофизи-ческие исследования: Тез.докл.межотр.научн.конф. Обнинск, 1982. - 4.2. - С. 165-171.

113. Скоморохова С.Н., Карабаш А.Г., Кочеткова Е.А. и др. Отмывка оборудования от щелочных металлов составами на основе бутилцеллозольва // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерная техника и технология. 1991. - Вып.6. - С.64-71.

114. Скоморохова С.Н., Карабаш А.Г., Кочеткова Е.А., Вихрова Т.В. и др. Разработка способа и технологии отмывки оборудования от щелочных металлов // Теплофизика-91: Тез.докл. конф., ноябрь 1992 г. Обнинск, 1993. - С.211-213.

115. Скоморохова С.Н. Кондиционирование радиоактивных отходов щелочных металлов жидкофазными методами: Автореф. Дис. на соиск.уч.степ.канд.техн.наук: ОНТИ ФЭИ. Обнинск, 2004. - 28 с.

116. Плющев В.Е., Степин Б.Д. Химия и технология соединений лития, рубидия и цезия. -М.: Химия, 1970.

117. Скоморохова С.Н., Кочеткова Е.А., Карабаш А.Г. и др. Отмывка оборудования от щелочных металлов составами на основе бутилцеллозольва // Ядерная энергетика в космосе: Тез.докл. междунар.научн.конф. Обнинск, 1990. - С. 144.

118. Физико-химические свойства органических растворителей

119. Название и формула о о с X х ь- Г) 2 и "С и о о <ч "О Р20°С, мм рт.ст. Температура вспышки, °С Температура самовоспламенения, °С Растворимость алкоголятов в исходном спирте, мае % Взрывоопасные смеси с воздухом, об % Токсичность ПДКмр; класс опасности

120. Метанол СНзОН 64,7 0,791 95,7 0 475 33,0 5,5-37,0 1 мг/м3

121. Этанол С2Н5ОН 78 0,789 44,0 9 400 8,7 3,3-19,0 5 мг/м3 IV кл.

122. Изопропанол (СН3)2СНОН 82,4 0,785 32,4 12 1,4 0,6 мг/м3 III кл.

123. Бутанол С4Н9ОН 117,5 0,810 4,71 29 363 3,7-10,2 0,1 мг/м3 III кл.

124. Изобутанол (СН3)2СНСН2ОН 108 0,805 8,80 22 0,1 мг/м3 IV кл.

125. Денатурированный этанол* (Jaysol-SS) 4,0 <5 мг/м3 III кл.

126. Монометиловый эфир а-пропиленгликоля СН3СН(ОН)СН2ОСН3 118 0,921 6-9 29 415 7,0

127. Моноэтиловый эфир а-пропиленгликоля СН3СН(ОН)СН2ОС2Н5 130 0,896 2-5 37 400

128. Этилцеллозольв СН2(ОН)СН2ОС2Н5 135 0,930 4,90 52 235 1,8-15,7 5 мг/м3 III кл.

129. Бутилцеллозольв ОН-СН2СН2ОС4Н9 172 0,898 0,97 60 244 4,0 1,1-11,8 5 мг/м3

130. Диоксан СНгСНгОСНгСНг I-о—1 101 1,033 29,0 5 2,0-22,2

131. Этилкарбитол он-с2н4-о-с2н4-о-с2н5 202 0,990 0,15 90 220

132. Смесь Jaysol-SS имеет состав: этанол 85,8 об.%; метанол - 4,3 об.%; изопропанол - 9,0 об.%; метил-изобутил-кетон - 0,9 об.%

133. Свойства использованных материалов

134. Тип шлака Si02 А1203 СаО МдО Fe203 МпО ТЮ2

135. Шлак НЛМК 39-40 7-8 40-43 9,5-10,5 0,3 0,48

136. Шлак НТМК 39-40 7-8 40-41 9-10 0,4 0,3

137. Гранулированные шлаки доменного производства Новотульского (НТМК) и Новолипецкого (HJ1MK) металлургических комбинатов. Удельная поверхность 300-400 м2/кг. Состав шлаков (мае %) по ГОСТ 34-76-74:

138. Каолинит (AI2O3.2SiO2.2H2O) и продукт его дегидратации метакаолинит (AI203.2Si02) с содержанием А1203 до 39,5 и 45,9мас% соответственно. Тонкость помола: остаток на сите 0,08-17 мае %.

139. Кремнезем (Si02) в виде кварцевого песка с размерами частиц <0,6 мм; < Змм.

140. Клиноптилолит (по ТУ 2163-001-1277763074-97) Холинского месторождения России природный цеолит (Ма2К2Са)О А12Оз-103Ю2-8Н2О.Фракция 0,2-0,4 мм.

141. Принципиальная схема установки обезвреживания отработавших холодных ловушек ИР БР-10 методом водо-вакуумного растворения и последующего цементирования щелочного раствора

142. Кривая нейтрализации пробы (2,5 мл) 0,1 н раствора алкоголята натрия 0,01 н раствором HCI

143. Результаты определения содержания натрия в растворах бути л цел л озол ь ва

144. Установка перевода щелочных металлов в безопасное состояние "Гранат"

145. А" сжатый воздух на эжектор XIII;

146. Б" сжатый воздух на эжектор XII;

147. В" раствор из аппарата I в емкость XI;

148. Г' раствор из емкости XI в аппарат I;

149. Д" сжатый воздух на охлаждение светильника IV;

150. Е" линия дезактивации установки I;

151. Ж" газовая смесь из аппарата I науничтожение водорода VI-V-XXIV "3" сжатый еоздух на пневмопривод VII "И" - сжатый воздух на зажимное устройство И "К" - сжатый воздух на механизм герметизации X "Л" - резерв"

152. М" сжатый воздух на установку "Гранат"- аппарат уничтожения цезия;- механизм зажима изделия";- механизм подачи изделия на резку,- камера светильника;- ловушка для уничтожения водорода;- фильтр отделения масла;

153. VII механизм подъема шпинделя с приводом;1. VIII шпиндель;1. привод шпинделя ЭИ 2004АУ2,1. V-3800 об/мин. 1070 Вт;- механизм герметизации аппарата;- емкость V-70 л;- эжектор;1. XIII эжектор,

154. XIV ми про компрессор МК-2А;1. XV ротаметр роза;- сжатый воздух. .— аргонбутилцеллозольв масло индустриальное "20"1.