Разработка методологии и технологий обращения с графитовыми радиоактивными отходами тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, доктор наук Беспала Евгений Владимирович

• Беспала Евгений Владимирович
• доктор наук
• 2026

Оглавление диссертации доктор наук Беспала Евгений Владимирович

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1 Обзор литературы

1.1 Образование и накопление графитовых РАО

1.1.1 Графитовая кладка УГР - источник графитовых РАО

1.1.2 Накопление облученного графита в приреакторных хранилищах

1.2 Особенности технологии производства ядерного графита

1.3 Изменение физико-химических свойств графита в процессе облучения

1.4 Анализ вариантов обращения с облученным реакторным графитом

1.5 Методы дезактивации и снижения потенциальной опасности РАО

1.6 Способы определения степени дезактивации облученного ядерного

графита

ГЛАВА 2 Оценка потенциальной опасности графитовых РАО

2.1 Отбор образцов облученного графита из кладок УГР и приреакторных хранилищ

2.2 Изучение радионуклидного состава проб графита

2.3 Определение состояния радионуклидов в структуре облученного графита

2.3.1 Определение формы нахождения радиоактивных загрязнителей

2.3.2 Исследование процесса выщелачивания радионуклидов

2.4 Оценка возможности окисления и самоподдерживающегося горения облученного графита

2.4.1 Анализ процессов тепловыделения внутри хранилищ

2.4.2 Тепловыделение в облученном графите при обращении с графитовыми

РАО

ГЛАВА 3 Термическая обработка поверхности облученного графита

3.1 Физико-химические процессы, протекающие при термической дезактивации

3.2 Разработка математической модели процесса термической дезактивации облученного графита в инертной среде

3.3 Разработка математической модели процесса термической дезактивации облученного графита в окислительной среде

3.4 Горение пылегазовой смеси, состоящей из частиц облученного ядерного графита

3.5 Экспериментальные исследования процесса термической обработки облученного графита

3.4.1 Создание экспериментальных стендов

3.4.2 Отработка оптимального режима термической дезактивации облученного

графита

ГЛАВА 4 Электрохимическая дезактивация облученного графита

4.1 Особенности электролитической переработки облученного графита

4.2 Математическое моделирование процесса очистки облученного графита электрохимическим методом

4.2.1 Анализ процессов и постановка задачи

4.2.2 Описание математической модели

4.3 Экспериментальные исследования электрохимической дезактивации облученного графита

4.3.1 Определение параметров электролизёра

4.3.2 Экспериментальное исследование процесса электрохимической переработки графитовых РАО

4.3.3 Оценка эффективности электрохимического метода дезактивации

графитовых РАО

ГЛАВА 5 Переработка облученного графита в низкотемпературной плазме 211 5.1 Разработка математической модели процесса плазменной переработки облученного ядерного графита

5.1.1 Моделирование процесса плазменной обработки поверхности облученного графита

5.1.2 Расчет параметров процесса плазменной дезактивации объёмного образца облученного графита

5.2 Очистка облученного графита от радиоактивного загрязнения методом двухтемпературной переконденсации

5.3 Оптимизация газодинамического режима в плазмохимическом реакторе

5.3.1 Расчет скорости охлаждения продуктов плазмохимической реакции

5.3.2 Расчет сверхзвукового сопла Лаваля в качестве закалочного устройства

5.3.3 Определение оптимальных параметров процесса высокотемпературной переработки графита

5.4 Электрофизические параметры низкотемпературной плазмы ВЧФ разряда

5.5 Экспериментальное исследование процесса плазменной переработки

облученного графита

ГЛАВА 6 Разработка основ технологии обращения с облученным графитом

6.1 Оценка формы нахождения и энергии связи 14С в облученном графите

6.2 Оценка формы нахождения и энергии связи 36С1 в облученном графите

6.3 Снижение класса и потенциальной опасности графитовых РАО при дезактивации

6.4 Схема обращения с облученным графитом с учётом действующего

законодательства

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка методологии и технологий обращения с графитовыми радиоактивными отходами»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность работы. В период становления и развития атомной отрасли на территории Российской Федерации было введено в эксплуатацию 13 промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГР); УГР АМ Обнинской АЭС; 2 УГР АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС; 4 УГР ЭГП-6 Билибинской АЭС; 11 УГР РБМК-1000 Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. К настоящему моменту все ПУГР, реакторы Белоярской и Обнинской АЭС остановлены, и ведутся работы по выводу их из эксплуатации (ВЭ). Завершается срок эксплуатации энергетических УГР РБМК и ЭГП. К 2030 году буду остановлены практически все канальные УГР. При этом количество накопленных графитовых радиоактивных отходов (РАО) только в России составляет 60 000 тонн (включая облученный графит в хранилищах РАО), а во всем мире -250 000 тонн.

Стратегической целью Правительства РФ является комплексное обеспечение ядерной и радиационной безопасности внутри страны путем решения первоочередных проблем ядерного наследия и создания новой техники и технологий по обращению с радиоактивными отходами, необходимыми для перевода объектов ядерного наследия в ядерно и радиационно безопасное состояние с их последующей ликвидацией. В первую очередь это касается исполнения государственных обязательств, связанных с последствиями прошлой деятельности. Для достижения поставленной цели Правительство РФ утвердило Федеральную целевую программу «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016-2020 годы и на период до 2035 года» (т.н. ФЦП ЯРБ-2), неотъемлемой частью которой является ВЭ УГР.

В 2017 году концерн «Росэнергоатом» определил «немедленный демонтаж» как базовую концепцию ВЭ энергетических УГР, которая предполагает полное удаление графитовой кладки. При этом масса облученного графита на один энергоблок составляет от 800 до 2500 т. В соответствии с федеральными законами № 170-ФЗ и № 190-ФЗ, а также Постановлением Правительства РФ от 19.10.2012 № 1069 «О критериях отнесения...» (а также

Постановлением Правительства РФ от 29.10.2022 №2 1929) часть графита кладок активной зоны энергетических УГР относится к классу 2 удаляемых ТРО. Также ко 2-му классу удаляемых РАО относится большая часть аварийного графита, содержащего просыпи ОЯТ, которые неоднородны по содержанию загрязнения. При создании соответствующих условий по сортировке и выделению графита с просыпями ОЯТ из аварийных блоков в процессе демонтажа графитовой кладки УГР образующиеся фрагменты графита с просыпями ОЯТ могут относиться к 1 -му классу (при условии необходимости отвода от них тепла). Графитовые РАО 3 класса могут быть захоронены в приповерхностных ПЗРО.

Проблема накопления и обращения с РАО (эксплуатационными и образующимися при ВЭ) широко известна во всём мире. Ввиду того, что стоимость захоронения отходов напрямую зависит от ряда факторов (наличие долгоживущих радионуклидов и актинидов, их удельная активность, скорость выщелачивания, величина энергии Вигнера), то необходимо, с одной стороны, кондиционировать такие РАО, с другой стороны, снижать стоимость их захоронения путем дезактивации. К основным методам дезактивации практически всех РАО можно отнести: термические, химические, механические, электрохимические, жидкостные. Указанные методы отработаны для металлических отходов, загрязненных радиоактивными веществами (МОЗРВ), строительных РАО, жидких РАО, но никогда не использовались в промышленных масштабах для графитовых РАО ввиду отсутствия необходимости.

В настоящее время разрабатываются и апробируются различные методы обращения с облученным реакторным графитом, к которым можно отнести: захоронение без обработки (приповерхностное или глубинное), сжигание в окислительной среде с целью удаления поверхностного загрязнения, плазменную обработку и др. Применение таких подходов связано с ограниченностью известных методов и технического обеспечения указанных мероприятий, образованием вторичных РАО, повышенными дозовыми

нагрузками на персонал, высокими финансовыми затратами и экологическими рисками.

В связи с этим актуальными являются исследования, направленные на разработку основ технологии снижения потенциальной опасности облученного ядерного графита и формулирование методологии обращения с такими РАО.

Степень разработанности темы исследования. Для исследования радиационных и механических характеристик облученного графита использовались ранее проведенные исследования следующих выдающихся ученых: Виргильева Ю.С., Буланенко В.И., Фролова В.В., Захаровой Е.В., Чугунова О.К., Доллежаля Н.А., Dunzik-Gougar M.L., Smith T.E., LaBrier D. Wickham A., Steinmetz H.-J., Marsden B.J., Бушуева А.В.

Экспериментальные исследования по разработке технологий обращения с графитовыми РАО проводили Зельдович Я.Б., , Мясоедов Б.Ф., Пономарёв-Степной Н.Н., , Штромбах Я.И., Платонов П.А., , Калмыков С.Н., Зубарев В.Н., Николаев А.Г., Кащеев В.А., Полуэктов П.П., Устинов О.А., Рублёвкий В.П., Карлина О.К., Ожован М.И., Зубарев В.Н., Барбин Н.М. и др.

Объектом исследования являются графитовые РАО в виде облученного ядерного графита, образующегося при эксплуатации и выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов.

Предметом исследования являются процессы, протекающие при термической дезактивации графитовых РАО, в том числе при обработке облученного графита в окислительной и инертной газовой среде, химической и электрохимической дезактивации, переработке в низкотемпературной плазме.

Цель диссертационной работы - экспериментальное и теоретическое исследование процессов, протекающих при дезактивации и кондиционировании графитовых РАО в виде облученного ядерного графита, и разработка научных основ технологии промышленной переработки этих отходов.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

1. Разработка методов проведения исследований распределения

радиоактивных изотопов в облученных графитовых элементах кладки УГР различного типа, а также определение энергии связи долгоживущих радионуклидов с облученным графитом для разработки математических моделей процесса дезактивации графитовых РАО и планирования экспериментальных исследований.

2. Разработка математических моделей процесса термической дезактивации облученного графита при его обработке в окислительной и инертной газовой среде, химической и электрохимической дезактивации, переработке в низкотемпературной плазме.

3. Разработка оборудования и проведение экспериментальных исследований процессов, протекающих при поверхностной физико-химической обработке и объёмной переработке графитовых РАО, для выявления значимых факторов, влияющих на эффективность их дезактивации.

4. Определение по результатам моделирования и экспериментальных исследований основных закономерностей процессов тепло- и массообменна при обработке облученного графита в окислительной и инертной газовой среде, химической и электрохимической дезактивации, переработке в низкотемпературной плазме.

5. Разработка методов обоснования ядерной и радиационной безопасности и экологической приемлемости технологий обращения с графитовыми РАО, позволяющих разделить потоки РАО с учётом их радиационных характеристик и обеспечить баланс распределения между классами РАО с целью увеличения количества 3 класса, который может быть захоронен на данный момент.

Научная новизна результатов исследований заключается в следующем:

1. Впервые определены закономерности распределения долгоживущих радионуклидов 14С и 36С1 в облученных графитовых элементах, извлечённых из кладок УГР различных типов и приреакторных хранилищ. Впервые определена энергия связи долгоживущих радионуклидов 14С и 36С1 с кристаллической решеткой облученного графита, в зависимости от исходного примесного состава необлученного графита, а также получены закономерности влияния

конструкционных особенностей и режимов эксплуатации УГР (температура кладки, набранный флюенс, время эксплуатации, состав продувочного газа) на образование соединений радиоактивных изотопов: 235,238и, 137,134Cs, 60Co, 154,152Еи, 3Н, 36С1, 14С.

2. Впервые представлен механизм образования химических соединений радионуклидов 3Н, 36С1, 14С, 235,238и, 137,134Cs, 60Со, 154Еи в температурном диапазоне 300-1200°С в облученном ядерном графите в результате нарушения режима охлаждения твэлов, разрушения их оболочки и проникновения в графитовую кладку фрагментов облученного ядерного топлива.

3. Разработаны оригинальные математические модели, описывающие процесс термической обработки графитовых РАО. Из результатов моделирования определена зависимость степени дезактивации облученного графита от газодинамического и теплового режима процесса, а также химического состава теплоносителя. Впервые показано, что выделение энергии Вигнера способствует увеличению количества удаляемых радиоактивных загрязнителей в единицу времени из облученного графита, отобранного из кладок УГР проточного типа - эффективность дезактивации зависит от количества запасенной энергии.

4. Впервые экспериментально определена зависимость выхода 14С с поверхности облученного ядерного графита, отобранного из кладки промышленного и энергетического УГР, от потери его массы при термической дезактивации в среде азота, аргона и воздуха при различных термо- и газодинамических параметрах. Экспериментально определена зависимость степени дезактивации от состава электролита, плотности тока, потенциала анода и температуры в электролизере при электрохимической обработке графитовых РАО. Способы защищены патентом РФ.

5. Установлены режимы высокотемпературной плазменной переконденсации соединений радионуклидов в инертной среде при объемной переработке облученного ядерного графита, впервые определены закономерности изменения активности различных радиоактивных

загрязнителей (60Со, 152 154Еи, 137Сб) при плазменной очистке графита.

6. При переработке облученного ядерного графита в низкотемпературной гетерогенной плазме впервые установлена зависимость концентрации изотопа 13С в конденсированной фазе от величины слабого постоянного магнитного поля, проявляющейся лишь при конкурировании с процессом окисления изотопов со спиновым и беспиновым ядрами.

7. С учётом технологических и технических возможностей и в соответствии с действующим законодательством обоснован подход создания основ технологии обращения с графитовыми РАО, образующимися при эксплуатации и выводе из эксплуатации УГР.

Практическая ценность результатов исследований.

Результаты, полученные при выявлении закономерностей распределения долгоживущих радионуклидов по объему облученного ядерного графита и определении энергии связи долгоживущих радионуклидов с его кристаллической решеткой, позволили оценить целесообразность и эффективность различных методов термической переработки РАО, образующихся при эксплуатации объектов использования атомной энергии. Химические соединения радионуклидов в составе облученного ядерного графита позволили определить методы и подходы при обращении с радиоактивными отходами. Показано, что с точки зрения радиационной, ядерной и пожарной безопасности газообразные продукты (хлориды, оксиды углерода, метан, синильная кислота) требуют специализированной системы газоулавливания, а оксиды и соли - системы пылеулавливания.

Полученные результаты по нагреву облученного графита за счет выделения запасенной энергии (энергии Вигнера) при его извлечении из графитовой кладки УГР или размещении в хранилищах различного типа, а также контейнеризации позволили оценивать величину возможных тепловых эффектов для обоснования пожаробезопасности, а также сформировать требования к упаковке для хранения и захоронения графитовых РАО. Указанные результаты могут быть использованы для разработки контейнеров

для транспортировки и захоронения облученного графита.

Разработанные математические модели, результаты численных и экспериментальных исследований тепло- и массообменных процессов при термической дезактивации облученного реакторного графита, полученные данные о зависимости скорости и коэффициенте термической дезактивации от температуры среды, времени проведения процесса, скорости потоков теплоносителя и его химического состава могут быть использованы при проектировании оборудования, опытно-промышленных установок и создании технологий в атомной промышленности отрасли.

Теоретическая значимость определяется новым теоретическим описанием процессов переработки облученного ядерного графита с учётом выделения энергии Вигнера, новыми сведениями о распределении долгоживущих радионуклидов по объёму графитовых РАО различного типа, в зависимости от величины потока нейтронов, времени облучения, концентрации азота в продувочном газе, пористости и распределения компонентов по объему конструкционных элементов, созданием методик расчетов нового оборудования, методов интенсификации процессов тепло- и массообмена, технологических процессов.

Результаты исследований расширяют представление о химических, тепловых, гидравлических и механических процессах, протекающих при переработке и кондиционировании РАО, и вносят вклад в развитие теории их дезактивации.

Методология и методы диссертационного исследования.

Численное моделирование нейтронно-физических, химических, тепловых, гидравлических и механических процессов выполнено с помощью программы GEANT4, COMSOL Multiphysics, Ansys Fluent.

В диссертационной работе использовались экспериментальные и теоретические методы исследований, установки СНОЛ-4,5, спектрометрический комплекс Canberra ISOCS с HPGe-детектором коаксиального типа, программное обеспечение Genie-2000, спектрометр

Quantulus 1220 (Perkin Elmer Company), дозиметр рентгеновского и гамма-излучения ДКС, дозиметр-радиометр МКС.

Положения, выносимые на защиту:

1. Методика оценки радиационной опасности графитовых РАО, основанная на определении закономерностей распределения концентрации долгоживущих радиоактивных изотопов 14C и 36Cl по объему графитовых элементов кладки реактора, скорости выщелачивания отдельных радионуклидов при хранении РАО, а также величине запасенной энергии, необходима при разработке технологии обращения с облученным графитом.

2. Установлено, что энергия связи долгоживущих радионуклидов 14C и 36Cl со структурой облученного ядерного графита и их активность определяются содержанием исходных примесей в графите, конструкционными особенностями и нейтронно-физическими и теплогидравлическими параметрами эксплуатации УГР.

3. По результатам термодинамического моделирования установлено, что химический состав радиоактивных веществ, которые могут образовывать радионуклиды 3H, 36Cl, 14C, 235,238U, 137 134Cs, 60Co, 154Eu в облученном ядерном графите, зависит от температуры технологического канала реактора при обезвоживании или разгерметизации оболочки твэла в процессе эксплуатации УГР и состава микропримесей в исходном графите.

4. Результаты математического моделирования процессов тепломассообмена при термической дезактивации графитовых РАО в виде облученного ядерного графита при его обработке в окислительной и инертной газовой среде, химической и электрохимической дезактивации, переработке в низкотемпературной плазме.

5. При математическом моделировании процесса тепло- массообмена, описывающего взаимодействие набегающего высокотемпературного газового потока с пористой поверхностью облученного ядерного графита при термической дезактивации графитовых РАО в инертной и окислительной среде, необходимо учитывать состав радиоактивного загрязнения и величину

запасенной энергии (энергия Вигнера), выделяющейся при отжиге радиационных дефектов.

6. Значимыми факторами, влияющими на величину коэффициента дезактивации в процессе электрохимической переработки облученного графита УГР, при использовании графита в качестве расходуемого электрода электрилизера являются потенциал анода, расстояние между электродами, плотность тока, время обработки и состав электролита. Электрохимическая обработка позволяет дезактивировать графитовые блоки из УГР и удалять продукты деления, активации и актиноиды (60Со, 137Cs, 134Cs, 154Еи, 241Лш, 14С).

7. Установлено, что поверхностная термическая дезактивация, при которой удаление 14С составляет до 80% при 20% потере массы, образцов графитовых РАО разного гранулометрического состава, отобранных из кладок промышленных и энергетических УГР, возможна в среде азота или аргона, содержащего до 5% воздуха при различных термо- и газодинамических параметрах.

8. Значительное отличие температур кипения активационных радионуклидов, продуктов деления и актиноидов, находящихся в облученном ядерном графите УГР, и углерода позволяет разделять ядерный графит на компоненты (углерод, 60Со, 137Cs, 152Еи, 154Еи) при переконденсации в потоке низкотемпературной плазмы.

9. Схема обращения с облученным графитом, основанная на разделении потоков графитовых РАО, содержащих различные радионуклиды, с целью выбора оптимального метода их дезактивации для снижения общего количество РАО, относящихся в 1-11 классу.

Достоверность полученных результатов подтверждается использованием при разработке математических моделей классических положений механики и теплофизики, представленных в виде систем дифференциальных уравнений, отражающих основные законы сохранения, реализации алгоритмов расчетов с применением апробированных методов решения систем дифференциальных уравнений, использованием при проведении экспериментальных исследований

аттестованных приборов и сертифицированного оборудования. Обоснованность результатов исследований контролируется их внутренней согласованностью и обеспечивается отсутствием противоречий между экспериментальными данными, предложенными моделями и научными выводами, а также результатами научных исследований других авторов.

Личный вклад автора состоит в разработке методик проведения экспериментов; планировании экспериментальных исследований и их проведении; обработке, анализе и обобщении полученных результатов; оценке систематических и случайных погрешностей; установлении зависимостей эффективности термической дезактивации графитовых РАО в виде облученного ядерного графита от термодинамических параметров процесса; формулировании защищаемых положений и основных выводов диссертационной работы; апробации результатов на научных конференциях и подготовке статей к опубликованию в изданиях, включенных в перечень ВАК РФ и индексируемых базами Scopus и Web of Science.

Все научные результаты, использованные в диссертации, получены при непосредственном участии автора. Постановка задач, определение методов решения и анализ результатов исследований выполнены совместно с научным руководителем и соавторами опубликованных работ. Вклад соискателя в экспериментальные исследования является определяющим и превышает 80%, а в теоретические разработки - 90%.

Связь работы с научными программами и грантами. Диссертационное исследование выполнено в рамках ФЦП «Научные и научно-педагогические кадры инновационной России» на 2009-2013 гг.; ФЦП ЯРБ-1 «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года»; ФЦП ЯРБ-2 «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016-2020 годы и на период до 2030 года» и при поддержке Российского фонда фундаментальных исследований (проект мол_а № 2616-38-00382; проект а № 16-08-00246), Фонда содействия развитию малых форм предприятий в научно-технической сфере (проект №10212ГУ/2015).

Тема диссертации соответствует приоритетным направлениям развития науки, технологий и техники в РФ (Указ Президента РФ от 07.07.2011 № 899): «Энергоэффективность, энергосбережение, ядерная энергетика».

Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались на следующих научных конференциях: International Conference Eastern and Central European Decommissioning (ECED-2017), 20-22 июня 2017 г., Словакия, Трнава; 7th International Conf. «Nanoparticles, nanostructured coatings and microcontainers: technology, properties, applications», 12-15 May 2016, Russia, Tomsk; 5th International Conference on Nuclear Decommissioning (ICOND-2016), 21-24 November 2016, Germany, Aachen; International nuclear graphite specialists' meeting (INGSM-17), 4-8 September 2016, Vienna, Austria; 10-ой Юбилейной Российской научной конф-ции «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях», Обнинск, 22-25.09.2015г. Научно-практическая конференция с международным участием «Экологическая, промышленная и энергетическая безопасность», 11-15 сентября 2017 г., Россия, Севастополь; XVIII, XX, XXI Междунар. научной конф. студентов, аспирантов и молодых ученых «Современные техника и технологии», Томск, 2011, 2014, 2015 гг.; IV Школ-конф. молодых атомщиков Сибири, Томск, 23-25.10.2013 г.; Отраслевой научно-практической конференции молодых специалистов и аспирантов «Молодежь ЯТЦ: наука, производство, экологическая безопасность», Железногорск, 29-31 октября 2013 г.; Научной сессии НИЯУ МИФИ - 2014, конференция «Радиационные технологии», Москва, 27 января -2 февраля 2014 г.; I, II, III, IV, V Межд. научн. конф. молодых ученых, аспирантов и студентов «Изотопы: технологии, материалы и применение», Томск, 2014-2018 гг.; IV Международной научно-технической конференции молодых ученых, аспирантов и студентов «Высокие технологии в современной науке и технике» ВТСНТ-2015, Томск, 21-24 апреля 2015 г.; VII, IX Междунар. научно-техн. конференции «Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине», Томск, 3-6 июня 2015, 2017 гг.; Международная конференция в рамках Научной сессии НИЯУ МИФИ, Северск, 10-14 апреля

2017 г. XV Междунар. конфер. «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Россия, Калужская область, Обнинск, 26-28 ноября 2018 г. XIX Школа Молодых учёных ИБРАЭ РАН, Москва, 22-23 ноября 2018 г.

Материалы диссертации неоднократно обсуждались на научных семинарах ФГАОУ ВО «Национальный исследовательский Томский политехнический университет» и на НТС АО «ОДЦ УГР».

Публикации. Основное содержание диссертационного исследования отражено в 59 работах, в том числе 29 статьях - из них 12 опубликованы в журналах, входящих в перечень научных изданий, рекомендованных ВАК РФ для использования в диссертациях, 17 статьях в изданиях, индексируемых в базе данных Scopus и Web of Science, 8 патентах, 3 отчетах по НИР и ОКР, 19 тезисах докладов.

Объем и структура работы. Диссертация состоит из введения, 6 глав, выводов, списка сокращений и условных обозначений, списка цитируемой литературы. Диссертация изложена на 345 страницах машинописного текста, включая 131 рисунков, 27 таблиц, список литературы (244 наименования).

ГЛАВА 1 Обзор литературы 1.1 Образование и накопление графитовых РАО 1.1.1 Графитовая кладка УГР - источник графитовых РАО

Первый отечественный ядерный реактор Ф-1, построенный и выведенный в критическое состояние в 1946 г. в Лаборатории № 2, имел в качестве замедлителя нейтронов особо чистый графит [1]. Графитовая кладка была выполнена в форме шара диаметром 7,5 м, общая масса замедлителя составляла 500 т. Ф-1 использовался, как прототип промышленного уран-графитового реактора, который служил для наработки оружейного плутония [2].

Отличительной особенностью ПУГР является использование цилиндрических блоков из металлического урана, располагающихся внутри графитовых блоков с отверстиями [3]. Графитовая кладка представляет собой вертикальные колонны, состоящие из графитовых блоков, в которые помещаются графитовые втулки и топливные каналы, выполненные из алюминия [4]. При этом конструкционный материал кладки обладает высокой работоспособностью на протяжении всего срока эксплуатации реактора в условиях механического, температурного и радиационного воздействия.

На территории нынешнего ПО «Маяк» созданы ПУГР А, АИ, АВ-1 проточного типа, в которых водяной теплоноситель, пройдя по каналам реактора, сбрасывался обратно в водоём. Суммарная масса графита кладки трех реакторов составляла порядка более 2500 т, а суммарный объем более 1500 м3. При этом в приреакторных хранилищах различного типа, а также внутри графитовой кладки находились сменные элементы в виде графитовых втулок [5].

К первому поколению реакторов проточного типа также относится ПУГР И-1, расположенный на территории АО «ОДЦ УГР» в г. Северске, проработавший до окончательной остановки в 1990 году порядка 34 лет, а также ПУГР АД ФГУП «ГХК» в г. Железногорске. Графитовая кладка этого реактора также выполнена в виде цилиндра, состоящего из колонн, выполненных в виде прямоугольного параллелепипеда, часть из них составляет боковой отражатель.

В отверстия блоков бокового отражателя вставлены графитовые цилиндры. В остальные блоки устанавливались графитовые втулки, срок эксплуатации которых составлял 2-4 года. В дальнейшем срок эксплуатации сменных графитовых элементов был существенно увеличен. Блоки производились из особо чистого графита марки Б-15 плотностью 1,65-1,69 г/см3, а сменные графитовые элементы из графита Б-16 плотностью 1,65-1,7 г/см3.

В 1958 году на базе РЗ-5 Сибирского химического комбината был построен ПУГР ЭИ-2 проточного типа. Позже первый контур охлаждения этого реактора был замкнут для эксплуатации реактора в режиме производства электроэнергии. Время эксплуатации реактора до его полной остановки в 1990 году составило чуть больше 32 лет. Геометрические размеры графитовой кладки реактора ЭИ-2 схожи с размерами И-1, однако толщина стенок периодически заменяемых графитовых втулок в два раза меньше.

Список литературы диссертационного исследования доктор наук Беспала Евгений Владимирович, 2026 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Бойко, В.И. Физический расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах: учебное пособие / В.И. Бойко, Ф.П. Кошелев, И.В. Шаманин и др. -Томск: Изд-во ТПУ, 2009. - 506 с.

2. Чукляев, С.В. Образцовый источник нейтронов на базе реактора Ф-1 и образцовая поверочная установка - эффективный инструмент определения чувствительности газонаполненных ионизационных камер / С.В. Чукляев, О.М. Воронцов, В.С. Дикарев, Е.Ф. Польников // Атомная энергия. - 2009. - Т. 106. -Вып. 6. - С. 348.

3. Андриянов, Н.И. Перспективы развития энергетики ядерных реакций / Н.И. Андриянов, С.В. Генералова, С.П. Юркевичус // Инноватика и экспертиза. - 2013. - Вып. 1(10). - С. 48-57.

4. Корсаков, В.С. Технология реакторостроения / В.С. Корсаков, В.Ф. Выговский, В.И. Михан. - М.: Атомиздат, 1977. -270 с.

5. Цевелев, М.П. Радиационные характеристики ПУГР ПО «Маяк» / М.П. Цевелев, А.В. Кутузов и др. // Атомная энергия. - 2004. - Т. 97. - Вып. 1. - С. 19-22.

6. Доллежаль, Н.А. Канальный ядерный энергетический реактор / Н.А. Доллежаль, И.Я. Емельянов. - М.: Атомиздат, 1980. - 208 с.

7. Гаврилов, П.М. Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов ФГУП «ГХК» / П.М. Гаврилов, М.В. Антоненко, А.А. Музыкантов // Труды XX Международной научно-практической конференции «Современные техника и технологии». - 2015. - С. 33-35.

8. Куликов, И.Д. Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов / И.Д. Куликов, В.Д. Сафутин, В.М. Симановский и др. // Атомная энергия. - 1999. - Т.87. - Вып. 2. - С. 118-126.

9. Буланенко, В.И. Радиационные характеристики графита снятых с эксплуатации уран-графитовых реакторов / В.И. Буланенко, В.В. Фролов, А.Г. Николаев // Атомная энергия. - 1996. - Т. 81. - Вып. 4. - С. 304.

10. Hore-Lacy, I. Uranium mining, processing, and enrichment / I. Hore-Lacy // Encyclopedia of Energy. - 2004. - P. 317-328.

11. Доллежаль, Н.А. Уран-графитовые реакторы с перегревом пара высокого давления / Н.А. Доллежаль, А.К. Красин, П.И. Амщенков // Атомная энергия. - 1985. - Т. 5. - С. 223-243.

12. Дементьев, Б.А. Ядерные энергетические реакторы / Б.А. Дементьев. - М.: Энергоиздат. 1984, - 182 с.

13. Баклушин, Р.П. Эксплуатация АЭС. Ч. I. Работа АЭС в энергосистемах. Ч. II. Обращение с радиоактивными отходами: учебное пособие / Р.П. Баклушин. - М.: НИЯУ МИФИ, 2011. - 304 с.

14. Бойко, В.И. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах: учебное пособие / В.И. Бойко, Ф.П. Кошелев, И.В. Шаманин, Г.Н. Колпаков. - Томск: Томский государственный университет, 2002. - 192 с.

15. Evolution of the context of irradiated graphite management in France -Impacts on R&D / Technical Meeting on the International Project on Irradiated Graphite Processing Approaches. 6th - 9th of June, 2017.

16. Holt, G. Radioactive Graphite Management At Uk Magnox Nuclear Power Stations / G. Holt // IAEA. Technical report P3d080 - 2017. - Режим доступа: https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/ngwm-cd/PDF-Files/paper%2017%20%28Holt%29.pdf., Wigner Energy in Irradiated Graphite and post-closure Safety R&D.

17. Minshall, P. Modeling the Release of Wigner Energy during Irradiated Graphite Disposal: Are We Doing it Right? / P. Minshall, A. Jones // International nuclear graphite specialists' meeting NGSM-20 // 16th - 19th September 2019.

18. Bell, J.C. Stored energy in the graphite of power-production reactors / J.C. Bell, H. Bridge, A.H. Cottrell, G.B. Greenough, W.N. Reynolds, J.H.W. Simmons // Philosophical Transaction of the Royal Society, Series A. Mathematical and Physical Sciences. - 1962. - V. 1043. - № 254. - P. 361-395.

19. Minshall, P.C. The description of Wigner energy and its release from Windscale pile graphite for application to waste packaging and disposal / P.C. Minshall, A.J. Wickham // IAEA Report IAEA-NGWM/CD-01. - 2001.

20. Kelly, B.T. Radiation damage in graphite and its relevance to reactor design / B.T. Kelly // Progress in Nuclear Energy. - 1978 - V. 2. - P. 219-269.

21. Latham, C.D. The contribution made by lattice vacancies to the Wigner effect in radiation-damaged graphite / C.D. Latham, M.I. Heggie, M Alatalo, S. Oberg, P.R. Briddon // Journal of Physics: Condensed Matter. - 2013. - V. 25. - P. 1-13.

22. Chartier, A. Irradiation damage in nuclear graphite at the atomic scale / A. Chartier, L. van Brutzel, J. Pageot // Carbon. - 2018. - V. 133. - P. 224-231.

23. Pavliuk, A.O. Analysis of Winger energy release process in graphite stack of shut-down uranium-graphite reactor / A.O. Pavliuk, S.G. Kotlyarevskiy, E.V. Bespala // IOP Conference. Series: Materials Science and Engineering. - 2015. - V. 93. - P. 1-5.

24. Wickham, A. Updating irradiated graphite disposal: Project «GRAPA» and the international decommissioning network / A. Wickham, H.-J. Steinmetz, P. O'Sullivan, M.I. Ojovan // Journal of Environmental Radioactivity. - 2017. - V. 171. - P. 34-40.

25. Гупало, В.С. Технологические вопросы повышения безопасности исторических хранилищ радиоактивных отходов / В.С. Гупало // Горный информационно-аналитический бюллетень . - 2009. - С. 112-116.

26. Изместьев, А.М. Опыт ОАО «ОДЦ УГР» в решении проблемы РАО непроектных хранилищ / А.М. Изместьев, А.О. Павлюк, С.Г. Котляревский // // Безопасность ядерных технологий и окружающей среды. - 2013. - № 3-4. - С. 84-87.

27. Виргильев, Ю.С. Реакторный графит: разработка, производство и свойства / Ю.С. Виргильев, А.Н. Селезнев, К.А. Калягин // Российский химический журнал. - 2006. - №1. - С. 4-12.

28. Валявин, Г.Г. Процесс замедленного коксования и производство нефтяных коксов, специализированных по применению / Г.Г. Валявин, В.П. Запорин, Р.Г. Габбасов, Т.И. Калимуллин // Переработка нефти и газа. - 2011. -№8. - С. 44-48.

29. Левашова, А.И. Химическая технология углеродных материалов: учебное пособие / А.И. Левашова, А.В. Кравцов - Томск: Изд-во ТПУ, 2008. -112 с.

30. Привалов, В.Е. Каменноугольный пек / В.Е. Привалов, М.А. Степаненко. - М.: Металлургия, 1981. - 210 с.

31. Ragan, S. Science and technology of graphite manufacture / S. Ragan, H. Marsh // Journal of Materials Science. - 1983. - V. 18. - № 11. - P. 3161-3176.

32. Красюков, А.Ф. Нефтяной кокс / А.Ф. Красюков. - М.: Гостоптехиздат. 1963. - 163 c.

33. Zhao, H. Research on graphite powders used for HTR-PM fuel elements / H. Zhao, T. Liang, J. Zhang, Z. Li, C. Tang // Rare metals. - 2006. - V. 25. - P. 347350.

34. Бегунов, Р.С. Высокомолекулярные соединения: метод. указания. / Р.С. Бегунов. - Ярославль: ЯрГу, 2010. - 99 с.

35. Самойлов, В.М. Влияние пресс-порошка на усадки заготовок мелкозернистого графита / В.М. Самойлов, П.Я. Авраменко, Б.Г. Остронов // ХТТ. - 2003. - №3. - С. 65-72.

36. Керри, К. // Материалы Международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева. - 1955. - №1958. - С.523.

37. Вяткин, С.Е. Ядерный графит / С.Е. Вяткин, А.Н. Деев, В.Г. Нагорный, В.С. и др. - М.: Атомиздат, 1967. - 279 с.

38. Справочник коксохимика [Текст]: В 6 т. / Под ред. инж. А. К. Шелкова. - М.: Металлургия, 1966. - 391 с.

39. Zhao, H. Manufacture and characteristics of spherical fuel element for the HTR-10 / H. Zhao, T. Liang, J. Zhang, J. He, Y. Zou, C. Tang // Nuclear Engineering and Design. - 2006. - V. 236. - P. 643-647.

40. Nightingale, R.E. Nuclear Graphite / ed. R.E. Nightingale. - New York-London: Academic Press, 1962 - 562 p.

41. Филипчук, Е.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора / Е.В. Филипчук, П.Т. Потапенко, В.В. Постников. - М.: Энергоатомиздат, 1981 - 280 с.

42. Виргильев, Ю.С. Влияние степени совершенства структуры графита на изменение его размеров при нейтронном облучении / Ю.С. Виргильев, И.П. Калягин, В.Г. Макарченко // Атомная энергия. - 1974. - Т. 36. - С. 310-312.

43. Бушуев, А.В. Продукты деления и актиноиды в отработавшем графите кладок реакторов Сибирского химического комбината / А.В. Бушуев, Ю.М. Верзилов, В.Н. Зубарев // Атомная энергия. - 2000. - Т. 89. - Вып. 2. - С. 139146.

44. Бушуев, А.В. Исследование радиоактивного загрязнения образцов графита из реактора АМ / А.В. Бушуев, А.Ф. Кожин, Е.В. Петрова // Атомная энергия. - 2006. - Т. 101. - Вып. 5. - С. 359-364.

45. Виргильев, Ю.С. Примеси в конструкционных графитах / Ю.С. Виргильев, К.П. Власов // Химия твердого тела. - 1994. - № 3. - С. 87-96.

46. Гончаров, В.В. Действие облучения на графит ядерных реакторов / В.В. Гончаров, Н.С. Бурдаков, Ю.С. Виргильев и др. - М.: Атомиздат, 1978. -272 с.

47. Виргильев, Ю.С. Свойства реакторного графита и его работоспособность в водографитовых реакторах / Ю.С. Виргильев // Материаловедение. - 2001. - №2. - С. 44.

48. Нестеров, В.Н. Аналитическая схема дефектообразования в кристаллической решетке графита при реакторном облучении / В.Н. Нестеров, И.В. Шаманин, Е.Г. Емец, А.А, Цыганов, С.Г. Котляревский, А.О. Павлюк // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2008. - № 1. - С. 120-128.

49. Mrozowski, S. Electron spin resonance in neutron irradiated and in doped polycrystalline graphite / S. Mrozowski // Carbon. - 1965. - V. 3. - № 3. - P. 305320.

50. Penney, W.G., Accident at Windscale no. 1 pile on 10th October, 1957: presented to Parliament by the Prime Minister, by command of Her Majesty November 1957 / UKAEA. - London: H.M. Stationery Off., 1957. - 25 p.

51. Pavliuk, A.O. Experience of on-site disposal of production uranium-graphite nuclear reactor / A.O. Pavliuk, S.G. Kotlyarevskiy, E.V. Bespala, E.V. Zakharova, V.M. Ermolaev, A.G. Volkova // Journal of Environmental Radioactivity. - 2018. - V. 184-185. - P. 22-31.

52. Патент 2580819 C1 Российская Федерация, МПК G21F7/00 Способ вывода из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора / Изместьев А.М., Захарова Е.В., Павлюк А.О., Котляревский С.Г., Беспала Е.В., Кузов В.А.; заявитель и патентообладатель АО «ОДЦ УГР». - №2015105922/07; заявл. 21.02.2015; опубл. 10.04.2016, Бюл. №10 - 9 с.

53. Чубреев, Д.О. Использование глинистых материалов для создания барьера безопасности выводимого из эксплуатации реактора АД / Д.О. Чубреев, Г.В. Кузнецов // Известия Томского политехнического университета. Инжиниринг георесурсов. - 2016. - Т.327. - № 2. - С. 83-87.

54. О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов: Постановление Правительства Российской Федерации от 19.10.2012 № 1069 в ред. От 29.10.2012 // Собрание законодательства РФ. - 29.10.2012. - ст. 6017.

55. Зимин, В.В. «Ликвидация» Российских АЭС: проблемы и перспективы / В.В. Зимин // Безопасность окружающей среды. - 2008. - №1. -С. 10-14.

56. Концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения: приказ ГК «Росатом», 1/645-П / Кириенко С.В. - Москва: Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом», 2014. - 23с.

57. Патент 2435231 C1 Российская Федерация, МПК G21F9/30 Способ обработки радиоактивно зараженных металлических и графитовых отходов уран-графитовых ядерных реакторов [Текст] / В.А. Чемезор, Р.С. Каримов; заявитель и патентообладатель ОАО «СвердНИИхиммаш». - №2 2010120975/07; заявл. 24.05.2010; опубл. 27.11.2011, Бюл. №33. - 8 с.

58. Патент 2335700 C2 Российская Федерация, F23G5/027 Способ утилизации органосодержащих твердых отходов, загрязненных радиоактивными компонентами [Текст] / А.В. Авраменко, Г.И. Двоскин, И.Б. Красюкова и др.; заявители и патентообладатели А.В. Авраменко, Г.И. Двоскин, И.Б. Красюкова и др. - № 2005118381/03; заявл. 20.12.2006; опубл. 10.10.2008, Бюл. №28. - 7 с.

59. Патент 2239899 C2 Российская Федерация, G21F9/30 Способ обработки радиоактивного графита [Текст] / Д. Брэдбери, Д.Б. Мейсон; заявители и патентообладатели Стадсвик, Инк. - № 2002109479/06; заявл. 27.11.2003; опубл. 10.11.2004, Бюл. №7. - 8 с.

60. Патент 2546981 C1 Российская Федерация, G21F9/00 Способ обработки облученного реакторного графита [Текст] / А.А. Роменков, М.А. Туктаров, О.А. Карлина; заявители и патентообладатели ОАО «НИКИЭТ». - №2 2013146306/07; заявл. 16.10.2013; опубл. 10.04.2015, Бюл. №10. - 9 с.

61. Головачев, М.Г. Аспекты экологически приемлемой технологии переработки графитовых радиоактивных отходов / М.Г. Головачев, В.Г. Лисовских // Проблемы радиоэкологии и пограничных дисциплин. - 2010. -Вып. 14. - С. 314-326.

62. Dunzik-Gougar, M.L. Removal of carbon-14 from irradiated graphite / M.L. Dunzik-Gougar, T.E. Smith // Journal of Nuclear Materials. - 2014. - V. 451. -P. 328-335.

63. Vulpius, D. Thermal treatment of neutron-irradiated nuclear graphite / D. Vulpius, K. Baginski, B. Kraus, B. Thomauske // Nuclear Engineering and Design. -2013. - V. 265. - P. 294-309.

64. Bespala, E. Heat transfer during evaporation of cesium from graphite surface in an argon environment / E. Bespala, I. Novoselov, I. Ushakov // MATEC Web of Conferences. - 2016. - Vol. 72. - P.1-5.

65. Дмитриев, С.А. Некоторые аспекты совершенствования технологии переработки горючих радиоактивных отходов и концентрирования зольного остатка / С.А. Дмитриев, Ф.А. Лифанов, И.А. Князев // Атомная энергия. - 1991. - Т.70. - Вып. 5. - С. 304-307.

66. Дмитриев, С.А. Обращение с радиоактивным отходами: учебное пособие / С.А. Дмитриев, С.В. Стефановский. - М.: РХТУ им. Д.И. Менделеева, 2000. - 125 с.

67. Yurchenko, A.Yu. Decontamination of radioactive concrete / A.Yu. Yurchenko, Yu.V. Karlin, A.N. Nikolaev, O.K. Karnila, A.S. Barinov // Atomic Energy. - 2009. - V. 106. - № 3. - P. 225-230.

68. Зимон, А.Д. Дезактивация / А.Д. Зимон, В.К. Пикалов. - М.: ИздАТ, 1994. - 336 с.

69. Радько, С.И. Разработка и исследование электротехнологического оборудования для переработки техногенных отходов с использованием пароводяного плазмотрона: дис. ... канд. техн. наук: 05.09.10 / Радько Сергей Иванович. - Новосибирск, 2014. - 124 с.

70. Патон, Б.Е. Перспективы применения плазменных технологий для уничтожения и переработки медицинских и других опасных отходов / Б.Е. Патон, А.В. Чернец, Г.С. Маринский // Современная электрометаллургия. -2005. - №4(81). - С.52-60.

71. Rutberg, Ph.G. Plasma Pyrolysis of Toxic Waste / Ph.G. Rutberg // Plasma Physics and Controlled Fusion. - 2003. - Vol.45. - P. 957-969.

72. Ondrey, G. Plasma arcs sputter new waste / G. Ondrey, K. Fouhy // Chemical engineering. - 1991. - №12. - P. 32-35.

73. Гонопольский, А.М. Обезвреживание отходов медицинских учреждений в герметичной плазменной печи / А.М. Гонопольский, О.Л. Федоров // Чистый город. - 1999. - №1(5). - С. 29-31.

74. Полканов, М.А. Плазменно-пиролитическая переработка твердых РАО / М.А. Полканов // Nuclear & Environmental safety. - 2012. - №1. - C. 8993.

75. Беспалов, В.И. Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом: учеб. пособие / В.И. Беспалов. - Томск: Изд.-во Томского политехнического университета, 2008. - 369 с.

76. Столярова, Е.Л. Полупроводниковые детекторы ядерных излучений / Е.Л. Столярова // Успехи физических наук. - 1963. - Т. LXXXI. - Вып. 4. - С. 641-668.

77. Goulding, F.S. Semiconductors detectors for nuclear spectrometry / F.S. Goulding // Nuclear Instruments and Methods. - 1966. - Vol. 43. - № 1. - P. 1-54.

78. Poncet, B. Method to assess the radionuclide inventory of irradiated graphite waste from gas-cooled reactors / B. Poncet, L. Petit // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry - 2013. - Vol. 298. - № 2. - P. 941-953.

79. Li, H. Experimental study on the content and distribution of key nuclides in an irradiated graphite sphere of HTR-10 / H. Li, X. Liu, F. Xie, F. Jia // Nuclear engineering and design. - 2017. - V. 323. - P. 39-45.

80. Kim, H.R. The radioactivity estimation of 14C and 3H in graphite waste samples of the KRR-2 / H.R. Kim // Applied Radiation and isotopes. - 2013. - V. 79. - P.109-113.

81. Бушуев, А.В. Радиоактивный реакторный графит: Монография / А.В. Бушуев, А.Ф. Кожин, Е.В. Петров, В.Н. Зубарев, Т.Е. Алеева, Н.А. Гирке. - М.: НИЯУ МИФИ, 2015. -148 с.

82. Авдеенко, М.А. Конструкционные углеграфитовые материалы / М.А. Авдеенко, Г.Н. Багров. - М.: Металлургия, 1964. - 34 с.

83. Патент 2378510 С1 Российская Федерация, МПК E21B49/06, G21C17/02 Устройство для горизонтального выбуривания кернов из стенок скважин или каналов [Текст] / Комаров Е.А., Павлюк А.О., Котляревский С.Г., Шевченко А.О., Шевченко О.М.; заявитель и патентообладатель АО «СХК». -№ 2008126830/03; заявл. 01.07.2008; опубл. 10.01.2010, Бюл. № 32 - 7 с.

84. Патент 2618214 С1 Российская Федерация, МПК G21C19/32, Е21В49/06 Устройство для локального выбуривания участков графитовых колонн кладки реактора / Марков С.А., Шевченко О.М., Павлюк А.О., Беспала Е.В., Котляревский С.Г., Шевченко А.О.: заявитель и патентообладатель АО «ОДЦ УГР. - №2016116537; завял. 27.04.2016; опубл. 03.05.2017, Бюл. №13 -11 с.

85. Левин, В.И. Получение радиоактивных изотопов / В.И. Левин. - М.: Атомиздат, 1972. - 256 с.

86. Платонов, П.А. Фиксация радионуклидов в облученных блоках реакторного графита / П.А. Платонов, Я.И. Штромбах // Атомная энергия. -2002. - Вып.6. - С. 445-451.

87. Рублевский, В.П. Роль углерода-14 в техногенном облучении человека / В.П. Рублевский, В.Н. Яценко, Е.Г. Чанышев. - М.: ИздАТ, 2004. -197 с.

88. Бушуев, А.В. Исследование радиоактивного загрязнения образцов графита из реактора АМ / А.В. Бушуев, А.Ф. Кожин, Е.В. Петров и др. // Атомная энергия. - 2006. - Т. 101. - Вып. 5. - С. 359-364.

89. Емельянов, В.С. Металлургия ядерного горючего. Учебник для вузов. Изд. 2. М. / В.С. Емельянов, А.М. Евстюхин. - М.: Атомиздат, 1968. - 224 с.

90. Тураев, Н.С. Химия и технология урана / Н.С. Тураев, И.И. Жерин. -М.: Издательский дом «Руда и Металлы», 2006. - 407 с.

91. Трусов, Б.Г. Программная система ТЕРРА для моделирования фазовых и химических равновесий в плазмохимических системах / Б.Г. Трусов // III Междунар. симп. по теор. и прикл. плазмохимии. Сб. матер. Т.1. Иваново, 16 - 21 сентября. - 2002. - С. 217-220.

92. Белов, Г.В. Термодинамическое моделирование химически реагирующих систем / Г.В. Белов, Б.Г. Трусов. - М.: МГТУ имени Н.Э. Баумана. - 2013. - 96 с.

93. Гурвич, Л.В. Термодинамические свойства индивидуальных веществ: справочное издание в 4-х томах / Л.В. Гурвич, И.В, Вейц, В.А. Медведев. - М.: Наука, 1978-1982. - 400 с.

94. Barnaby, F. Plutonium and Security / F. Barnaby. - New York: St. Martin's press. - 1992. - 279 p.

95. IAEA. Characterization, Treatment and Conditioning of radioactive graphite from decommissioning of nuclear reactors. IAEA-TECDOC-1521. September, 2006.

96. Барбин, Н.М. Моделирование поведения урана, плутония, европия и америция при горении радиоактивного графита [Текст] / Н.М. Барбин, Д.И. Терентьев, С.Г. Алексеев // Современная наука. - 2012. - № 2(10). - С. 134-137.

97. Dostov, A.I. Wigner energy in the plungers in the safety and control system of RBMK reactors / A.I. Dostov // Vopr. At. Nauk. Tekh., Ser. Fiz. Yad. Reakt. -2001. - № 3. - 22-31.

98. Platonov, P.A. Computational-experimental investigation of the Wigner energy and the physical properties of plunger graphite in the safety and control system of an RBMK reactor / P.A. Platonov, E.V. Burlakov, O.K. Chugunov, A.I Dostov, V.M. Alekseev, E.I. Smorodkin // Atomic Energy. - 2003. - V. 94. - № 4. - P. 225237.

99. Mostovshchikov, A.V. Energy storage in aluminum nanopowder in stressstrain state of crystal lattice / A.V. Mostovshchikov, A.P. Ilyin, M.A. Zakharova // Bulletin of the Tomsk Polytechnic University. Geo Assets Engineering. - 2016. - V. 327. - №. 2. - P. 77-82.

100. Mostovshchikov, A.V. The energy stored in the aluminum nanopowder irradiated by electron beam / A.V. Mostovshchikov, A.P. Ilyin, A.A. Azanov, I.S. Egorov // Key Engineering Materials. - 2016. - V. 685. - P. 639-642.

101. Overhauser, A.W. Stored energy measurements in irradiated copper / A.W. Overhauser // Physical review. - 1954. - V. 94. - №. 6. - P. 1551- 1557.

102. Snead, L.L. Stored energy release in neutron irradiated silicon carbide / L.L. Snead, Yu. Katoh, T. Koyanagi, K. Terrani carbide // Journal of Nuclear Materials. -2019. - V. 514. - P. 181-188.

103. Белов, Д.В. Коррозия алюминия и алюминиевых сплавов под воздействием микроорганизмов / Д.В. Белов, Т.Н. Соколова, В.Р. Карташов, В.Ф. Смирнов, М.В. Челнокова, М.А. Ляпина // Химия и химическая технология. - 2007. - Т. 50. - Вып. 6. - С. 60-61.

104. Godfrey, H. Corrosion of 1050, 1085, and 5083 grade aluminium in the pore water of a GGBS/CEM I grout up to 777 d / H. Godfrey, M. Hayes, D. Anderson, S. Rawlinson, J. Borwick, J. Clifford // Journal of Nuclear Materials. - 2019. - V. 515. - P. 257-266.

105. Kim, Y.S. Oxidation of aluminum alloy cladding for research and test reactor fuel / Y.S. Kim, G.L. Hofman, A.B. Robinson, J.L. Snelgrove, N. Hanan // Journal of Nuclear Materials. - 2008. - V. 378. - P. 220-228.

106. Зуёк, В. А. Контактная коррозия алюминия и его сплавов в водной среде / В. А. Зуёк, Р. А. Рудь, М.В. Третьяков, Я. А. Куштым, В.С. Красноруцкий, Т.П. Черняева, В.М. Грицина // Ядерна та радiацiйна безпека. - 2015. - В. 3(67). - С. 24-30.

107. Scott, P. A review of irradiation assisted stress corrosion cracking / P. Scott // Journal of Nuclear Materials. - 1994. - V. 211. - P. 101-122.

108. IAEA, Corrosion of Research Reactor Aluminium Clad Spent Fuel in Water, IAEA-TECDOC-1637, 2010.

109. Cuba, V. Radiation Induced Corrosion of Nuclear Fuel and Materials / V. Cuba, V. Mucka, M. Pospisil // Advances in Nuclear Fuel. - 2012. - P. 27-52.

110. Carlsson, T. Chemical aspects on the final disposal of irradiated graphite and aluminium // T. Carlsson, P. Kotiluoto, O. Vilkamo, T. Kekki, I. Auterinen, K. Rasilainen. - Espoo: VTT, 2014 - 156 p.

111. Environment Agency, Wigner Energy in Irradiated Graphite and post-closure Safety R&D / Technical Report P3d080/TR. - 2002, pp. 44-45.

https://assets.publishing.service.gov.uk/government/uploads/system/uploads/attach ment_data/file/290413/sp3-080-tr-e-e.pdf.

112. Цыганов, А.А. Запасенная энергия в графите остановленных промышленных уран-графитовых реакторов / А.А. Цыганов, С.Г. Котляревский, А.О. Павлюк, И.В. Шаманин, В.Н. Нестеров // Известия Томского политехнического университета. - 2008. - Т.312. - № 2. - С. 32-38.

113. Dostov, A.I. A method of calculating the rate of release of Wigner energy in heat conduction problems for irradiated graphite / A.I. Dostov // High Temperature.

- 2005. - V. 43. - № 2. - 259-265.

114. Pavliuk, A.O. Dynamics of temperature fields during Wigner energy release in bulk graphite irradiated at low temperature / A.O. Pavliuk, S.G. Kotlyarevsky, E.V. Bespala, I.Y. Novoselov // Journal of Nuclear Materials. - 2019.

- V. 515. - P. 303-311.

115. Делягин, Г.Н. Общие закономерности горения угольной частицы / Г.Н. Делягин // Физика горения и взрыва. - 1983. - №4. - С. 110-113.

116. Chelliah, H.K. Numerical modeling of graphite combustion using elementary, reduced and semi-global heterogeneous reaction mechanism / H.K. Chelliah // Modeling in Combustion Science. Lecture Notes in Physics. -1995. - V. 449. - P. 131-147.

117. Драган, Г.С. Сублимация пористых частиц углерода в высокотемпературной плазменной струе / Г.С. Драган, О.Н. Зуй, В.В. Калинчак,

B.В. Курятников // Физика аэродисперсных систем. - 2004. - № 41. - С. 311— 321.

118. Мазанченко, Е.П. Газификация пористых частиц углерода в двуокиси углерода / Е.П. Мазанченко, В.М. Гремячкин // Физико-химическая кинетика в газовой динамике. - 2010. - № 9. - С. 1-7.

119. Салганский, Е.А. Модель воздушной газификации твердого горючего в фильтрационном режиме / Е.А. Салганский, В.П. Фурсов, С.В. Глазов, М.В. Салганская, Г.Б. Манелис // Физика горения и взрыва. - 2003. - Т. 39. - № 1. -

C. 44-50.

120. Головин, А.М. О диффузионном режиме горения угольной частицы в высокотемпературной среде / А.М. Головин, В.Р. Песочин // Физика горения и взрыва. - 1989. - № 6. - С. 29-36.

121. Головина, Е.С. Высокотемпературное горение и газификация углерода / Е.С. Головина - М.: Энергоатомиздат, 1983. - 176с.

122. Зельдович, Я.Б. Математическая теория горения и взрыва / Я.Б. Зельдович, Г.Н. Баренблатт, В.Б. Либрович, Г.М. Махвиладзе - М.: Наука, 1980. - 478 с.

123. Гончаров, В.В. Действие облучения на графит ядерных реакторов / В.В. Гончаров, Н.С. Бурдаков, Ю.С. Виргильев - М.: Атомиздат, 1978. - 272 с.

124. Bridge, H. Stored Energy in Graphite and Reactor Design / H. Bridge, B. Kelly, B. Gray // Nuclear Engineering. - 1962. - V.7. - №70. P. 256-262.

125. Adjizian, J.J. DFT study of the chemistry of sulfur in graphite, including interactions with defects, edges and folds / J.J. Adjizian, C.D. Latham, S. Oberg, P.R. Briddon, M.I. Heggie // Carbon. - 2013. - V. 62. - P. 256-262.

126. Достов, А.И. Метод расчета скорости выделения энергии Вигнера в задачах теплопроводности для облученного графита / А.И. Достов // Теплофизика высоких температур. - 2005. - Т.43. - №2. - С.267-273.

127. Варгафтик, Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам жидкостей и газов / Н.Б. Варгафтик - М.: Наука, 1972 - 721 с.

128. Исаченко, В.П. Теплопередача. Учебник для вузов. Изд. 3-е перераб. и доп. / В.П. Исаченко, В.А. Осипова, А.С. Сукомел - М.: Энергия, 1975. - 488 с.

129. Черепанов, А.Н. Квазиодномерная модель тепломассопереноса при сублимации пластины молекулярного кристалла в плоском канале / А.Н. Черепанов, В.П. Шапеев, Л.Г. Семин // Прикладная механика и техническая физика. - 2003. - Т. 44. - №4. - С. 109-115.

130. Коновалов, И.М. Модельная оценка коэффициентов диффузии кальция, стронция, бария в легкоплавких цветных металлах / И.М. Коновалов, А.В. Волкович, В.И. Журавлёв // Успехи в химии и химической технологии. -2016. - Т. XXX. - №. 3. - С. 53-55.

131. Sandalls, F.J. Laboratory determination of strontium diffusion coefficients in graphite / F.J. Sandalls, M.R. Walford // Journal of Nuclear Materials. - 1976. - V. 62. - P. 265-272.

132. Арефьев, К.М. Коэффициенты диффузии паров щелочных металлов в инертных газах / К.М. Арефьев, В.М. Боришанский, Л.А. Воронцова - М.: ГУП МосНПО Радон, 2007. - 376 с.

133. Boerboom, A.J.H. Heat of sublimation and vapour pressure of strontium / A.J.H. Boerboom, H.W. Reyn, J. Kistemaker // Physica. - 1964. - V. 30. - P. 254257.

134. Young, D.A. Phase diagrams of the elements / D.A. Young - Springfield: U.S. Department of Commerce, 1975. - 65p.

135. Беспала, Е.В. Тепломассоперенос при испарении цезия с поверхности графита в аргоновой среде / Е.В. Беспала, В.Ф. Мышкин, А.О. Павлюк, И.Ю. Новосёлов // Атомная энергия. - 2017. - Т. 122. - № 6. - С. 325-329.

136. Walker, Jr P.L. An update on the carbon-oxygen reaction / P.L. Walker Jr, T.L. Taylor, J.M. Ranish // Carbon. - 1991. - V. 29. - P. 411-421.

137. Глушков, Д.О. Об устойчивости зажигания смесевого твердого топлива локальным источником ограниченной энергоемкости / Д.О. Глушков, Г.В. Кузнецов, П.А. Стрижак // Физика горения и взрыва. - 2014. - Т. 50. - № 6. - С. 54-60.

138. Салганский, Е.А. Фильтрационное горение системы углерод-инертный материал в режиме со сверхадиабатическим разогревом / Е.А. Салганский, В.М. Кислов, С.В. Глазов, А.Ф. Жолудев, Г.Б. Манелис // Физика горения и взрыва. - 2008. - Т. 44. - № 3. - С. 30-38.

139. Беляев, А.Ф. Горение, детонация и работа взрыва конденсированных систем / А.Ф. Беляев - М.: Наука, 1968. - 255 с.

140. Архипов, В.А. Оценка влияния дисперсности и содержания порошка алюминия на скорость горения гетерогенных конденсированных систем / В.А. Архипов, А.Г. Коротких, В.Д. Гольдин // Химическая физика и мезоскопия. -2012. - Т. 14. - № 2. - С. 161-174.

141. Салганский, Е.А. Моделирование фильтрационного горения твердого пиролизующегося топлива / Е.А. Салганский, Е.В. Полианчик, Г.Б. Манелис // Физика горения и взрыва. - 2013. - Т. 49. - № 1. - С. 45-61.

142. Ипполитов, Е.Г. Физическая химия / Е.Г. Ипполитов, А.В. Артемов, В.В. Батраков - М.: Академия, 2005. - 448 с.

143. Абиев, Р.Ш. Новый справочник химика и технолога. Электродные процессы. Химическая кинетика и диффузия. Коллоидная химия / Р.Ш. Абиев, Е.Е. Бибик, Е.А. Власов, Б.С. Ермаков - С.-Пб.: АНО НПО «Профессионал», 2004. - 838 с.

144. Lemkowitz, S.M. A review of the fire and explosion hazards of particulates / S.M. Lemkowitz, H.J. Pasman // KONA Powder and Particle Journal. - 2014. - № 31. - P. 53-81.

145. Cashdollar, K.L. Coal dust explosibility / K.L. Cashdollar // Journal of Loss Prevention in the Process Industries. - 1996. - V. 9. - P. 65-76.

146. Denkevits, A. Explosibility of fine graphite and tungsten dusts and their mixture / A. Denkevits, S. Dorofeev // Journal of Loss Prevention in the Process Industries. - 2006. - V. 19. - P. 174-180.

147. Kordylewski, W. Explosion and flammability properties of furnace carbon blacks / W. Kordylewski, M. Seweryniak // Archivum Combustionis. - 1992. - V. 12.

- № (1-4). - P. 153-160.

148. Du, X. Ignition and combustion of coal particle streams / X. Du, C. Gopalakrishnan, K. Annamalai // Fuel. - 1995. - V. 74. - P. 487-494.

149. Wang, C. Pyrolysis and combustion characteristics of coals in oxy-fuel combustion / C. Wang, X. Zhang, Y. Liu, D. Che // Applied Energy. - 2012. - V. 97.

- P. 264-273.

150. Glushkov, D.O. Experimental and numerical study of coal dust ignition by a hot particle / D.O. Glushkov, G.V. Kuznetsov, P.A. Strizhak // Applied Thermal Engineering. - 2018. - V. 133. - P. 774-784.

151. Eckhoff, R. Towards absolute minimum ignition energies for dust clouds / R. Eckhoff // Combustion and Flame. - 1975. - V. 24. - P. 53-64.

152. Liu, Y. Flame propagation in hybrid mixture of coal dust and methane / Y. Liu, J. Sun, D. Chen // Journal of Loss Prevention in the Process Industries. - 2007.

- V. 20. - P. 691-697.

153. Glushkov, D.O. Minimum temperature for sustainable ignition of coal water slurry containing petrochemicals / D.O. Glushkov, P.A. Strizhak, K.Yu. Vershinina // Applied Thermal Engineering. - 2016. - V. 96. - P. 534-546.

154. Glushkov, D.O. Mathematical simulation of the ignition of coal particles in airflow / D.O. Glushkov, G.V. Kuznetsov, P.A. Strizhak // Solid Fuel Chem. - 2015.

- V. 49. - №. 2. - P. 73-79.

155. Хитрин, Л.Н. Горение углерода / Л.Н. Хитрин, О.А. Цуханова // Успехи физических наук. - 1950. - Т. XLI. - Вып. 3. - С. 311-330.

156. Делягин, Г.Н. Общие закономерности горения угольной частицы / Г.Н. Делягин // Физика горения и взрыва. - 1983. - № 4. - С. 110-113.

157. Зельдович, Я.Б. К теории распространения пламени / Я.Б. Зельдович // Журнал физической химии. - 1948. - Т. 22. - С. 27-49.

158. Фролов, С.М. Сокращение времени перехода горения в детонацию в трубе с профилированными регулярными препятствиями / С.М. Фролов, И.В. Семёнов, П.В. Комиссаров, П.С. Уткин, В.В. Марков // Доклады Академии наук. - 2007. - Т. 415. - № 1. - С. 89-99.

159. Федоров, А.В. Математическое моделирование гетерогенной детонации угольной пыли в кислороде с учётом стадии воспламенения / А.В. Федоров, Т.А. Хмель // Физика горения и взрыва. - 2005. - Т. 41. - C. 89-99.

160. Митрофанов, В.В. Детонация гомогенных и гетерогенных систем / В.В. Митрофанов. - Новосибирск: Изд-во Ин-та гидродинамики им. М.А. Лаврентьева, 2003 - 200 c.

161. Бубенчиков, А.М. Численное моделирование горения пылеугольного топлива в топках паровых котлов / А.М. Бубенчиков, А.В. Старченко, В.М. Ушаков // Физика горения и взрыва. - 1995. - Т. 31. - № 2. - С. 23-31.

162. Gosteev, Yu.A. Ignition of the gas-coal dust mixture. Pointwise approximation / Yu.A. Gosteev, A.V. Fedorov // Combustion, Explosion, and Shock Waves. - 2001. - V. 37. - №. 6. - P. 646-654.

163. Мазанченко, Е.П. Газификация пористых частиц углерода в двуокиси углерода / Е.П. Мазанченко, В.М. Гремячкин // Физико-химическая кинетика в газовой динамике. - 2010. - № 9. - С. 1-7.

164. Poluektov, P.P. Physicochemical aspects of reactor graphite incineration / P.P. Poluektov, V.A. Kashcheev, A.O. Ustinov, N.D. Musatov, S.A. Yakunin, O.K. Karlina, M.N. Diordii // Atomic Energy. - 2014. - V. 116. -№ 2. - P. 105-109.

165. Paillat, T. Electrokinetic phenomena in porous media applied to soil decontamination / T. Paillat, E. Moreau, P.O. Grimaud, G. Touchard // // IEEE Transactions on Dielectrics and Electrical Insulation. - 2000. - V. 7. - № 5. - P. 693704.

166. Колпаков, Г.Н. Очистка лома нержавеющих сталей от радиоактивных загрязнений электролитическим методом / Г.Н. Колпаков, Н.А. Колпакова, В.А. Кузов, В.И. Хвостов // Известия Томского политехнического университета. -2009. - Т. 314. - № 3. - С. 74-77.

167. Новоселов, И.Ю. Оценка состояния радиоактивных микропримесей в облученном графите уран-графитовых ядерных реакторов / И.Ю. Новоселов, С.В. Макаревич, Е.Ю. Давыдов // Материалы V Международной конференции «Радиоактивность и радиоактивные элементы в среде обитания человека», Томск, 13-16 сентября 2016 г. - С. 465-468.

168. Nesic, S. An electrochemical model for prediction of corrosion of mild steel in aqueous carbon dioxide solution / S. Nesic, J. Postlethwaite, S. Olsen // Corrosion. - 1996. - V. 52. - № 4. P. 280-294.

169. Фрумкин, А.Н. Кинетика электродных процессов / А.Н. Фрумкин, Б.С. Багоцкий, З.А. Иофа, Б.Н. Кабанов. - М.: Изд. МГУ, 1952. - 320 с.

170. Nordsveen, M. A mechanistic model for carbon dioxide corrosion of mild steel in the presence of protective iron carbonate films - Part 1: Theory and

verification / M. Nordsveen, S. Nesic, R. Nyborg, A. Stangeland // Corrosion. - 2003.

- V. 59. - № 4. - P. 443-456.

171. Лукомский, Ю.Я. Физико-химические основы электрохимии: учебник / Ю.Я. Лукомский, Ю.Д. Гамбург. - Долгопрудный: Издательский Дом «Интеллект». - 2008. - 424 с.

172. Немов, В.А. Моделирование диффузионно-контролируемого массопереноса в системе электрод-раствор при потенциостатической поляризации межфазной поверхности. Общие и частные краевые условия / В.А. Немов // Вестник ТОГУ. - 2014. - № 1(32). - С. 27-36.

173. Bazant, M.Z. Current-voltage relations for electrochemical thin films / M.Z. Bazant, K.T. Chu, B.J. Bayly // Journal of Applied Mathematics. - 2005. - V. 65. - №5. - P. 1463-1484.

174. Носов, А.В. Моделирование миграции радионуклидов в поверхностных водах; под ред. Р.В. Арутюняна / А.В. Носов, А.Л. Крылов, В.П. Киселев, С.В. Казаков. - М.: Наука. - 2010. - 253 с.

175. Плющев, В.Е. Химия и технология соединений лития, рубидия и цезия / В.Е. Плющев, Б.Д. Степин. - М.: Химия. - 1970.- 407 с.

176. Mileeva, Z. A study of the porosity of nuclear graphite using small-angle neutron scattering / Z. Mileeva, D.K. Ross, S.M. King // Carbon. - 2013. - V. 64. -P. 20-26.

177. Snead, L.L. Thermophysical property and pore structure evolution in stressed and non-stressed neutron irradiated IG-110 nuclear graphite / L.L. Snead, C.I. Contescu, T.S. Byun, W. Porter // Journal of Nuclear Materials. - 2016. - V. 476.

- P. 102-109.

178. Marsden, B.J. Dimensional change, irradiation creep and thermal/mechanical property changes in nuclear graphite / B.J. Marsden, M. Haverty, W. Bodel, G.N. Hall, A.N. Jones, P.M. Mummery, M. Treifi // International Materials Reviews. - 2016. - P. 1-28.

179. Pavlyuk, A.O. Analysis of capability of reducing potential hazard of radioactive waste under thermal treatment / A.O. Pavlyuk, S.G. Kotlyarevskiy, E.V.

Bespala, A.G. Volkova, E.V. Zakharova // Bulletin of the Tomsk Polytechnic University, Geo Assets Engineering. - 2017. - V. 328. - № 8. - P. 24-32.

180. Беспала, Е.В. Влияние газодинамики высокотемпературного потока на эффективность переработки ядерного графита / Е.В. Беспала, А.О. Павлюк, С.Г. Котляревский // Альтернативная энергетика и экология. - 2015. - № 23. -С. 19-25.

181. Патент 2603015 C1 Российская Федерация, МПК G21F9/28 Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора и устройство для его осуществления [Текст]/ Мышкин В.Ф., Беспала Е.В., Павлюк А.О., Котляревский С.Г.: заявитель и патентообладатель ФГАОУ ВО «Национальный исследовательский Томский политехнический университет. -№2015146808/07; заявл. 29.10.2015; опубл. 20.11.2016, Бюл. №32 - 12 с

182. Патент 2580818 С1 Российская Федерация, МПК G21F9/28 Способ переработки облученного реакторного графита [Текст] / Беспала Е.В., Павлюк А.О., Изместьев А.М., Котляревский С.Г., Михайлец А.М.; заявитель и патентообладатель АО «ОДЦ УГР». - №2015112630/07; заявл. 07.04.2015; опубл. 10.04.2016, Бюл. № 10 - 10 с.

183. Khalid, R. Sputtering of graphite in pulsed and continuous arc and spark discharges / R. Khalid, K. Yaqub, S. Yaseen // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms. - 2007. -V. 263. - P. 497-502.

184. Cada, M. Probe diagnostics of the RF barrier-torch discharge at atmospheric pressure / M. Cada, Z. Hubicka, M. Sicha // Surface and coatings technology. - 2003. - V. 174. - P. 530-534.

185. Патент 2499373 C1 Российская Федерация, МПК H05H1/24 Устройство для возбуждения высокочастотного факельного разряда [Текст] / Ижойкин Д.А., Мышкин В.Ф., Власов В.А.; заявитель и патентообладатель Национальный исследовательский Томский политехнический университет. - № 2012122809/07; заявл. 01.06.2012; опубл. 20.11.2013, Бюл. № 32 - 7 с.

186. Луценко, Ю.Ю. Физика высокочастотных разрядов емкостного типа: учебное пособие / Ю.Ю. Луценко. - Томск: Изд-во ТПУ, 2011. - 122 с.

187. Беспала, Е.В. Изотопные эффекты при плазменном распылении титана в кислород-аргоновой среде / Е.В. Беспала, Р.В. Перекрестов // Известия вузов. Физика. - 2015. - Т. 58. - №. 2/2. - C. 64-67.

188. Myshkin, V.F. The Investigation of Carbon Oxidation in Gas-Discharge Plasma under External Magnetic Field / V.F. Myshkin, V.A. Vlasov, D.A. Izhoykin et al. // 7th International Forum on Strategic Technology (IFOST - 2012): Proceedings: in 2 vol., Tomsk, September 18-21, 2012.- Tomsk: TPU Press, 2012 -V. 2 - P.389-393.

189. Myshkin, V.F. Physical and Chemical Processes Research of Isotope Separation in Plasma under Magnetic Field / V.F. Myshkin, D.A. Izhoykin, I.A. Ushakov, V.F. Shvetsov // Advanced Materials Research. - 2014. - V. 880. - P. 128133.

190. Myshkin, V.F. Isotope effects of plasma chemical carbon oxidation in a magnetic field / V.F. Myshkin, V.A. Khan, D.A. Izhoykin, I.A. Ushakov // Natural Science. - 2013. - V. 5. - P. 57-61.

191. Suzi, I.Ya. Measuring rotational temperature during impulse high-frequency discharge / I.Ya. Suzi, M.R. Laan // Manual of Tartu University. - 1982. -V. 631. - P. 13-18.

192. Myshkin, V.F. Carbon and Oxygen Atoms Distribution along Low-temperature Plasma Torch in the Magnetic Field / V.F. Myshkin, D.A. Izhoykin, E.V. Bespala, I.A. Ushakov // Adv. Mater. Res. - 2015. - №1084. - P. 93-96.

193. Koike, K. Light intensity analysis of plasma jet constriction with applied magnetic field / K. Koike, N. Ono // Vacuum. - 2008. - Vol. 83. - №1. - P. 25-28.

194. Беспала, Е.В. Моделирование газовых потоков при плазменной сепарации изотопов углерода в магнитном поле / Е.В. Беспала, Е.Ю. Давыдов // Сборник научных трудов IV Международной научно-технической конференции молодых ученых, аспирантов и студентов «Высокие технологии

в современной науке и технике». - Томск: Изд-во Томского политехнического университета. - 2015. - С. 34-38.

195. Мышкин, В.Ф. Спиновая сепарация изотопов при неполном окислении углерода в низкотемпературной плазме во внешнем магнитном поле / В.Ф. Мышкин, В.А. Хан, В.Г. Плеханов, Д.А. Ижойкин // Известия высших учебных заведений. Физика. 2014. - Т.57. - №10. - С. 127-132.

196. Myshkin, V.F. Spin isotope separation under incomplete carbon oxidation in a low-temperature plasma in an external magnetic field / V.F. Myshkin, V.A. Khan, V.G. Plekhanov et al. // Russian Physics Journal. 2015. - V. 57 - №. 10. - P. 14421448.

197. Князев, Б.А. Низкотемпературная плазма и газовый разряд: учебное пособие / Б.А. Князев. - Новосибирск: Новосиб. гос. ун-т, 2003. - 290 с.

198. Xu, X. Study of the neutral gas flow on discharges of capacitively coupled plasma in a PECVD reactor / X. Xu, J. Feng, X.M. Liu et al. // Vacuum. 2013. - V. 92. - P.1-6.

199. Жданов, С.К. Основы физических процессов в плазме и плазменных установках / С.К. Жданов, В.А. Курнаев, М.К. Романовский. - М.: МИФИ, 2007 - 368 с.

200. Попов, Л.В. О некоторых особенностях высокочастотного факельного разряда / Л.В. Попов, И.М. Романов, Н.С. Гарифьянов // Ученые записки Казанского университета. 1950. - Т.110. - С. 73-80.

201. Benilov, M.S. Simulation of discharge in atmospheric-pressure air sustained by traveling electromagnetic wave / M.S. Benilov, G.V. Naidis // IEEE Transactions on plasma science. 2003. - V. 31. - № 4. - P. 488-494.

202. Cristea, M. Finite element method in high intensity plasma discharge modeling / М. Cristea // UPB Scientific Bulletin, Series A: Applied Mathematics and Physics. - 2008. - V. 70. - P. 127-132.

203. Якубов, И.Т. Электропроводность неидельной плазмы / И.Т. Якубов // Успехи физических наук. 1993. - Т. 163. - № 5. - С. 35-51.

204. Hagelaar, G.J.M. Solving the Boltzmann equation to obtain electron transport coefficients and rate coefficients for fluid models / G.J.M. Hagelaar, L.C. Pitchford // Plasma sources science and technology. 2005. - V. 14. - P. 722-733.

205. Kruithof, A.A. The Towsend ionization coefficient and some elementary processes in neon with small admixtures of argon / A.A. Kruithof, M.J. Druyvesteyn // Physica. 1937. -V. 4. - № 6. - P. 450-463.

206. Kruithof, A.A. The Determination of the Townsend ionization coefficient a for pure argon / A.A. Kruithof, M.J. Druyvesteyn // Physica1936. - V. 3. - № 6. -P. 515-533.

207. O'Connell, D. Neuntral gas depletion mechanism in dense low-temperature argon plasma / D. O'Connell, T. Gans, D.L. Crintea // Journal of Physics D: Applied Physics. 2008 - V. 41. - P. 1-8.

208. Suzi, I.Ya. Measuring rotational temperature during impulse high-frequency discharge / I.Ya. Suzi, M.R. Laan // Manual of Tartu University. 1982. -V. 631. - P. 13-18.

209. Kee, R.J. Chemically Reacting Flow. Theory and Practice / R.J. Kee, M.E. Coltrin, P. Glarborg. - New Jersey: John Wiley & Sons Inc., 2003. - 848 p.

210. Лялин, Л.А. Образование и ионизация нанодисперсной конденсированной фазы вокруг нагретой металлической частицы и электроперенос в такой системе / Л.А. Лялин, К.И. Семенов, Н.Х. Копыт // Наносистеми, наноматерiали, нанотехнологи. - 2012. - Т. 10. - Вип. 1. - С. 5567.

211. Ижойкин, Д.А. Плазменное окисление изотопов углерода в магнитном поле: автореф. дис. ... канд. физ.-мат. наук: 01.02.05 / Ижойкин Дмитрий Александрович. - Томск, 2014. - 23 с.

212. Патент 2499373 C1 Российская Федерация, МПК H05H1/24 Устройство для возбуждения высокочастотного факельного разряда [Текст] / Ижойкин Д.А., Мышкин В.Ф., Власов В.А.; заявитель и патентообладатель Национальный исследовательский Томский политехнический университет. - № 2012122809/07; заявл. 01.06.2012; опубл. 20.11.2013, Бюл. № 32 - 7 с.

213. Trevethan T. Extended interplanar linking in graphite formed from vacancy aggregates / T. Trevethan, P. Dyulegerova, C.D. Latham, M.I. Heggie // Physical review letter. - 2013. - V. 111. - P. 1-5.

214. Pageot, J. Nanostructural characterizations of graphite waste from French gas-cooled nuclear reactors and links with 14C inventory / J. Pageot, J.-N. Rouzaud, L. Gosmain, D. Deldicque, J. Comte, M.R. Ammar // Carbon. - 2016. - V. 105. - P. 77-89.

215. Нефедов, В.Д. Химические изменения, индуцируемые реакцией (n,p) / Под редакцией Д.Н. Мурина. - М. Атомиздат. - 1960. - 347 с.

216. LaBrier, D. Identification and location of 14C-bearing species in thermally treated neutron irradiated graphites NBG-18 and NBG-25: Pre- and Post-thermal treatment / D. LaBrier, M.L. Dunzik-Gougar // Journal of Nuclear Materials. - 2015.

- V. 460. - P. 174-183.

217. Барбин, Н.М. Компьютерное моделирование термодинамических процессов с участием актиноидов при нагреве радиоактивного графита в атмосфере азота / Н.М. Барбин, М.Р. Шавалеев, Д.И. Терентьев, С.Г. Алексеев // Прикладная физика. - 2015. - № 42. - С. 42-47.

218. Zhou, S.Y. Low energy excitation in graphite: The role of dimensionality and lattice defects / S.Y. Zhou, G.-H. Gweon, A. Lanzara // Annals of Physics. - 2006.

- V. 321. - P. 1730-1746.

219. Golkarian, A.R. The density effect of Van der Waals forces on the elastic modules in graphite layers / A.R. Golkarian, M. Jabbarzadeh // Computational Materials Science. - 2013. - V. 74. - P. 138-142.

220. Анищик, В.М. Модификация инструментальных материалов ионными и плазменными пучками / В.М. Анищик, В.В. Углов. - Минск: Белорусский государственный университет. - 2003. - 191 с.

221. Poncet, B. Method to assess the radionuclide inventory of irradiated graphite waste from gas-cooled reactors / B. Poncet, L. Petit // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. - 2013. - V. 298. - № 2. - P. 941-953.

222. Hou, X. Determination of 36Cl in Nuclear Waste from Reactor Decommissioning / X. Hou, L.F. Ostergaard, S.P. Nielsen // Analytical Chemistry. -2007. - V. 79. - P. 3126-3134.

223. Narkunas, E. Modelling of the spatial distribution of the induced activities in the RBMK-1500 reactor graphite blocks and rings/sleeves / E. Narkunas, A. Smaizys, P. Poskas, G. Bartkus // Progress in Nuclear Energy. - 2016. - V. 91. - P. 265-276.

224. Black, G. Irradiated graphite waste: analysis and modeling of radionuclide production with a view to long term disposal: Thesis ... PhD / G. Black - Manchester, 2014. - 198 p.

225. IAEA, Progress in Radioactive Graphite Waste Management, TECDOC-1647, 2010. URL: https://www-pub.iaea.org/books/iaeabooks/8421/Progress-in-Radioactive-Graphite-Waste-Management.

226. EPRI, Graphite Decommissioning: Options for Graphite Treatment, Recycling or Disposal, including a discussion of Safety-Related Issues, Technical Report 1013091, 2006.

227. Black, G. Modeling the production of tritium, carbon-14 and cobalt-60 in irradiated graphite from UK Magnox Reactor / G. Black, A.N. Jones, L. McDermott, B.J. Marsden // Materials Research Society symposia proceedings. - 2012. - V. 1475. - P.107-112.

228. Pavliuk, A.O. Thermodynamic Simulation of Equilibrium Composition of Reaction Products at Dehydration of a Technological Channel in a Uranium-Graphite Reactor / A.O. Pavliuk, V.S. Zagummenov, S.G. Kotlyarevskiy, E.V. Bespala // Thermal Engineering. - 2018. - V. 65. - № 1. - P. 51-56.

229. Vaudey, C.E. Thermal Behaviour of Chlorine in Nuclear Graphite / C.E. Vaudey, N. Toulhoat, N. Moncoffre, N. Bérerd, L. Favergeon, M. Pijolat, L. Raimbault, P. Sainsot, J.N. Rouzaud // 9th International Nuclear Graphite Specialists Meeting, Egmond zur Zee, The Netherlands, 2008.

230. Vaudey, C.-E. Effets de la Température et de la Corrosion Radiolytique sur le Comportement du Chlore dans le Graphite Nucléaire: Conséquences pour le

Stockage des Graphites Irradiés des Réacteurs UNGG / C.-E. Vaudey // Université Claude Bernard Lyon-1. - 2010. - p. 177. URL: http://tel.archives-ouvertes.fr/docs/00/52/86/91/PDF/Manuscrit_Vaudey_Final_Corrige.pdf.

231. Gonzales, J. Oxidation of Carbons in the Presence of Chlorine / J. Gonzales, M. dec C. Ruiz, A. Bohé, D. Pasquevich // Carbon. - 1999. - V. 36. - P. 1979-1988.

232. Pasquevich, D. Mass Effects on the Surface Reaction of Chlorine with Carbon / D. Pasquevich // Thermochimica Acta. - 1990. - V. 167. - P. 91-98.

233. Tobias, H. Chemisorption of Halogen on Carbon I: Stepwise Chlorination and Exchange of C-Cl with C-H bonds / H. Tobias, A. Soffer // Carbon. - 1985. - V. 23. - P. 281-289/

234. Papirer, E. XPS Study of the Halogenation of Carbon Black: Part 2, Chlorination / E. Papirer, R. Lacroix, J.B. Donnet, G. Nansé, P. Fioux // Carbon. -1995. - V. 33. - P. 63-72.

235. Soloman, S. Progress Towards a Quantitative Understanding of Antarctic Ozone Depletion / S. Soloman // Nature. - 1990. - V. 347. - P. 347-354.

236. Hendry, M.J. Chloride and chlorine isotopes (36Cl and 537C1) as tracers of solute migration in a thick, clay-rich aquitard system / M.J. Hendry, L.I. Wassenaar, T. Kotzer // Water resource research. - 2000. - V. 36. - № 1. - P. 285-296.

237. Антоненко, М.В. Моделирование процесса диффузии радиоуглерода из активной зоны выводимого из эксплуатации ПУГР АД / М.В. Антоненко, Д.О. Чубреев, Г.В. Кузнецов // Атомная энергия. - 2015. - Т. 118. - С. 63-68.

238. Власов, К.П. Графит как высокотемпературный материал / К.П. Власов. - М.: Мир, 1964. - 423 с.

239. ГОСТ 29114-91 Отходы радиоактивные. Метод измерения химической устойчивости отвержденных радиоактивных отходов посредством длительного выщелачивания. - М.: Издательство стандартов, 1992. - 11 с.

240. Takahashi, R. Investigation of morphology and impurity of nuclear grade graphite, and leaching mechanism of Carbon-14 / R. Takahashi, M. Toyahara, S. Maruki // // IAEA Technical Committee Meeting on Nuclear Graphite Waste Management. - 1999. - P. 176-190.

241. Wood, C. Graphite Decommissioning Options for Graphite Treatment, Recycling, or Disposal, including a discussion of Safety-Related Issues / C. Wood // Technical Report 1013091, 2006. - 156 p.

242. Кащеев, В.А. Технология и установка для сжигания облученного реакторного графита / В.А. Кащеев, А.О. Устинов, С.А. Якунин, В.С. Загуменнов, А.О. Павлюк, С.Г. Котляревский, Е.В. Беспала // Атомная энергия. -2017. - Т. 122. - № 4. - С. 210-213.

243. Патент 2649656 С1 Российская Федерация, МПК G21C17/00 Способ обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора / Павлюк А.О., Беспала Е.В., Котляревский С.Г., Михайлец А.М.: заявитель и патентообладатель Российская Федерация, от лица которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом», АО «ОДЦ УГР». - №2017123104; заявл. 29.06.2017; опубл. 05.04.2018, Бюл. №10 - 15 с.

244. Павлюк, А. О., Котляревский С. Г., Кан Р. И., Волкова А. Г., Захарова Е. В., Комаров Е. А. Подходы к характеризации по гамма-излучающим радионуклидам графитовых блоков и их контейнеризации при демонтаже кладок УГР // Радиоактивные отходы. 2021. № 3 (16). С. 30—43. DOI: 10.25283/2587-9707-2021-3-30-43.