CC BY
13Экология и системы
удк б;
Vadim A. Vinnitskii1, Alexander S. Chugunov2
RELATIONSHIP BETWEEN ACCEPTED ENGINEERING APPROACHES TO TECHNOLOGIES OF HANDLING LIQUID RADIOACTIVE WASTES OF NUCLEAR POWER PLANTS AND NATURAL SCIENTIFIC REPRESENTATIONS OF PROCEEDING PROCESSES
St. Petersburg State Institute of Technology (Technical University), Moskovsky Pr., 26, St Petersburg, 190013, Russia. e-mail: ivinnicciy@gmail.com
The data obtained in analysis of some results in the field of processing of liquid radioactive waste of NPP in the context of modern natural science concepts are presented. The directions associated with the synthesis of ion-selective sorbents and approaches to the oxidative degradation of complex compounds of radionuclides are considered.
Keywords: radioactive waste, LRW, fractionation, ion-selective sorbent, oxidation, EDTA, nanofiltration, ion-selective sorption, radionuclides, hexacyanoferroate, dissociation, local installations, special water treatment.
Введение
Длительный, не менее шестидесяти лет, срок эксплуатации АЭС предполагает, что все установленные технологические системы способны обеспечивать достижение не только действующих в настоящее время нормативных показателей, но и должны обладать потенциалом модернизации для приведения в соответствие действующих контрольных значений с возможными изменениями в законодательных и регулирующих актах. В первую очередь это положение относится к вспомогательным системам - обеспечения водой необходимого качества и радиационной безопасности. Причем, эксплуатация систем по переводу радиоактивных компонентов из загрязненных ими сред в ра-
.039.73
В.А. Винницкий1, А.С. Чугунов2
СООТНОШЕНИЕ МЕЖДУ ПРИНИМАЕМЫМИ ИНЖЕНЕРНЫМИ ПОДХОДАМИ К ТЕХНОЛОГИЯМ ОБРАЩЕНИЯ С ЖИДКИМИ РАДИОАКТИВНЫМИ СРЕДАМИ АЭС И ЕСТЕСТВЕННОНАУЧНЫМИ ПРЕДСТАВЛЕНИЯМИ О ПРОТЕКАЮЩИХ ПРОЦЕССАХ
Санкт-Петербургский государственный технологический институт (технический университет), г. Санкт-Петербург, Московский пр., 26 e-mail: ivinnicciy@gmail.com
Представлены данные анализа некоторых достигнутых результатов в области переработки жидких радиоактивно загрязненных сред атомных электростанций в контексте современных естественнонаучных представлений. Отмечены направления, связанные с синтезом ионоселективных сорбентов и подходы к окислительной деструкции комплексных соединений радионуклидов.
Ключевые слова: радиоактивные отходы, жидкие радиоактивные отходы, фракционирование, ионоселек-тивный сорбент, окисление, ЭДТА, нанофильтрация, ионоселективная сорбция, радионуклиды, гексациано-ферроат, диссоциация, локальные установки, спецводоочистка.
диоактивные отходы уже в ближайшее будущее способна оказать существенное влияние на экономические показатели атомной энергетики АЭС [1].
При решении активно обсуждающейся как минимум уже 25 лет проблемы сокращения объема образующихся при эксплуатации АЭС радиоактивных отходов к настоящему времени выкристаллизовались три подхода:
1. сохранение существующей системы, включающей сбор всех жидких радиоактивных сред (ЖРС), сокращение их объема упариванием и с последующим фракционированием образующихся концентратов на радиоактивные и общехимические отходы [2];
1. Винницкий Вадим Александрович, канд. техн. наук, ст. преподаватель каф. инженерной радиоэкологии и радиохимической технологии, e-mail: ivinnicciy@gmail.com
Vadim A. Vinnitskii, PhD. (Eng.), Senior Lecturer at the Department of Radioecology Engineering and Radiochemical Technology
2. Чугунов Александр Сергеевич, канд. хим. наук, ст. науч. сотр., каф. инженерной радиоэкологии и радиохимической технологии, e-mail: tchugunov@mail.ru
Alexander S. Chugunov, PhD (Chem), Senior Researcher of the Department of Radioecology Engineering and Radiochemical Technology
Дата поступления - 18 октября 2018 года
2. сохранение существующей системы сбора ЖРС с последующим фракционированием компонентов объединенного раствора с относительно низкой концентрацией солей на радиоактивные пульпы и растворы, содержащие преимущественно химическую составляющую [3], переводимую в категорию химических отходов термическими методами;
3. организация раздельного сбора ЖРС [4, 5] по принципу подобия химического состава с последующей их переработкой на локальных системах и кондиционированием образующихся РАО.
Принципиальных различий в методологии обращения с ЖРС, лежащей в основе первых двух подходов, нет, так как в основу технологий положены идентичные методы соосаждения и так называемой ионо-селективной сорбции. Однотипность методов приводит и к одинаковым результатам - увеличению объёма радиоактивных отходов по сравнению не только с теоретически возможным, но и с объёмом сухих солей, содержащихся в ЖРС [3, 6]. Использование такого подхода к организации технологии фракционирования может быть оправдано только снижением стоимости строительства за счет сокращения объёма дорогих хранилищ «тяжелого» типа для твердых РАО при переносе части радионуклидов в виде особо низкоактивных отходов в более дешевые пристанционные хранилища «легкого» типа.
В принципе такой подход отвечает интересам отечественных АЭС, так как позволяет решить на некоторое время проблему обращения с несвойственными им химическими отходами [1].
Проект Ново-Воронежской АЭС-2, принятый в качестве прототипа АЭС «ВВЭР-ТОИ», является типовым, оптимизированным, информатизированным [7]. Это подразумевает, что заложенные в нём решения должны быть основаны на лучших из имеющихся в настоящее время технологий и технических решений. Однако, по мнению авторов [3], «имеющиеся недостатки установок по очистке жидких радиоактивных сред не позволяют эффективно использовать проектные установки с предложенной технологией для переработки трапных вод блока, вод спецпрачечной и санпропускников на действующем энергоблоке № 1 НВАЭС-2 без проведения модернизации и требуют отработки режимов эксплуатации оборудования».
Это положение только подтверждает правило - все стабильно работающие химические технологии базируются на процессах, в основе которых лежат известные теории, опирающиеся на уже выявленные фундаментальные законы, и гипотезы, имеющие в своей основе устойчиво воспроизводимые экспериментальные взаимосвязи. Следовательно, отклонения достигаемых показателей разработанного процесса от максимально достижимых на данном этапе развития значений может означать только недостаточный уровень научной проработки, в первую очередь - в информационно-аналитической области о свойствах сосуществующих и взаимодействующих в технологическом процессе объектов.
Это обстоятельство ставит под сомнение возможность тиражирования таких технологий. Следовательно, переход к тиражируемым системам переработки ЖРС требует осмысления достигнутых результатов и выработки на основании этого анализа вариантов организации, апробация которых способна привести к оптимальному решению.
Состав перерабатываемых жидких радиоактивных сред
Общим принципом построения химико-технологических систем до настоящего времени является их жестокая адаптация к составу перерабатываемого сырья. Составной частью оптимизации процесса является создание и поддержание требуемого химического состава технологического раствора, обеспечивающего, в том числе, и подавление нежелательных реакций с микрокомпонентами.
Современные средства аналитического контроля и управления в принципе позволяют создать алгоритм управления процессом переработки растворов переменного состава. Однако критерием для выбора режима работы может быть только информация о вероятных формах существования целевых компонентов, которая уже сейчас может быть получена расчетными методами, но только на основании максимально подробной информации о химическом составе питательного раствора.
Анализ достаточно большого массива представленных в литературе данных показывает, что современный подход к организации перевода радионуклидов из состава ЖРС в категорию радиоактивных отходов базируется на тезисе о возможности построения технологической системы на использовании упрощённого представления о протекающих в ней процессах. Видимо, поэтому в большинстве публикаций, причем как в отечественной, так и в зарубежной литературе, приводятся данные по общему содержанию солей и только в отдельных случая - о некоторых доминирующих компонентах.
Очевидно, что удаление из ЖРС основных до-зообразующих радионуклидов - 60Со и 137С8 - обеспечивается взаимодействием их реакционно-активных катионных форм с некой субстанцией, обеспечивающей их фиксацию в составе твердой фазы, легко отделяемой от раствора фильтрацией.
По мнению практически всех авторов
> катионная форма радиоцезия является единственно возможной и удаление его на ионоселектив-ных сорбентах не представляется сколь либо сложной в инженерном плане задачей;
> радиокобальт, как представитель 3d-металлов, образует реакционно-неактивные комплексные формы только с анионами органических кислот, такими как оксалат и этилендиаминтетрауксуная кислота (ЭДТА), разрушение которых окислительными методами обеспечивает перевод этого радионуклида в активную ка-тионную форму [8-18]' которая может быть выделена в самостоятельную фазу соосаждением с оксигидратами продуктов коррозии.
Окислительные методы - подходы и
проблемы
Сколь либо убедительных доказательств последнего тезиса, как правило, не приводится. При этом упускается из виду два момента - основной продукт коррозии конструкционных материалов - железо - является катализатором окисления оксалат-ионов даже кислородом воздуха, а оксалаты всех полизарядных металлов являются малорастворимыми соединениями, которые должны отделяться еще на первой стадии переработки ЖРС. Поэтому, наиболее вероятно, что органические лиганды представлены анионами ЭДТА и синтетическими поверхностно-активными веществами (СПАВ), которые поступают в трапные воды как ком-
поненты дезактивирующих растворов для обработки поверхностей рабочих помещений [19]. Устойчивость комплексных форм увеличивается с увеличением заряда центрального атома, то есть большая часть ЭДТА-ионов должна быть связана с такими продуктами коррозии, как железо (III) и хром (III). Поэтому, первым возникает закономерный вопрос о концентрации свободных лигандов, которые в принципе могут связывать радионуклиды кобальта.
Оценить расход окислителя возможно только в том случае, когда известен механизм окислительной трансформации этих соединений озоном или перокси-дом водорода. В противном случае процесс становится не управляемым. Пока еще сколь либо надежный механизм окисления ЭДТА-ионов и их соединений с цветными металлами не предложен. Можно предположить, что окисление озоном и пероксидом водорода в растворах, содержащих ионы цветных металлов, протекает по радикальному механизму, аналогичному механизму окисления реактивом Фентона [20, 21]. ЭДТА-ионы и их комплексные соединения с ионами продуктов коррозии существуют в нейтральных растворах в виде анионов с зарядом 2-, что, как минимум, должно затруднять присоединение радикала к электрофильно-му центру - центральному атому или одному из атомов углерода. Кроме того, такого рода окислители способны перевести радиокобальт в степень окисления 3+, увеличивая устойчивость его комплексной формы. Это вызывает серьёзные сомнения в возможности управления такими реакциями.
Так как разрушение комплексонатов является необходимой стадией подготовки отходов к «вечной» изоляции [22], представляется целесообразным воспользоваться известным законом - скорость химической реакции пропорциональна концентрации взаимодействующих веществ. Поэтому, разделение компонентов раствора на низкомолекулярные простые соли и «высокомолекулярные» комплексонаты с повышением концентрации последних представляется весьма разумным технологическим приемом. Эта техническая задача может быть решена с использованием нано-фильтрации [23].
Отметим еще одну немаловажную деталь - катионы переходных металлов образуют устойчивые комплексные формы с достаточно большим количеством анионов [24], в частности - с фосфатами, карбонатами и кислородными формами бора [25]. Если наличие фосфатов в трапных водах определяется составом применяемых моющих средств, то присутствие и влияние на процессы сорбции и соосаждения остальных лигандов практически гарантировано. Способность нанофильтрационных аппаратов задерживать такого рода достаточно крупноразмерные ионные формы является дополнительным аргументом в пользу использования некоторых разновидностей баромем-бранных методов в переработке ЖРС АЭС.
Это позволит накопить достаточно высокие (не менее 0,1М) концентрации различных растворимых соединений продуктов коррозии, которые после обработки специально подобранными реагентами выделяются в твердую фазу неорганических веществ, удобную для кондиционирования.
Отдельного рассмотрения требует поднятый в работе [3] вопрос о поведении радионуклидов сурьмы. Перенос её через используемую систему очистки, по нашему мнению, объясняется окислением до сурьмяной кислоты. Именно в этой форме она достаточно
хорошо сорбируется оксигидратами железа, образующимися при использовании в качестве коагулянта сульфата железа (II).
Ионоселективная сорбция в процессах очистки ЖРС -окна возможностей
Вполне объяснимое желание повысить наполняемость подлежащей «вечной» изоляции твердой фазы радионуклидами при одновременном повышении качества отводимых из процесса растворов привело к разработке и внедрению в практику очистки ЖРО так называемой селективной сорбции радионуклидов и представлении ее как некого «идеального» процесса переработки ЖРС [26].
Такое изменение постановки задачи является вполне логичным переходом от малоэффективных технологий водоподготовки к более эффективным технологиям препаративной химии [27, 28] теоретически способным обеспечить получение конечного продукта в любой требуемой форме.
Строго говоря, под термином ионоселективная сорбция следует понимать ионный обмен в условиях, обеспечивающих преимущественную сорбцию целевого компонента. Из теории ионообменных процессов хорошо известно [29-31], что селективность процесса ионного обмена определяется типом и рабочей формой ионогенных групп, структурой ионообменного материала и условиями проведения процесса, в первую очередь - составом раствора и температурой процесса.
Из двух существующих путей «для решения задачи избирательного поглощения данного иона -изменение условий опыта и выбор селективного ионо-обменника» [32]; основным в настоящее время считается подбор или разработка сорбента [33-36].
В этом направлении наиболее значимы достижения в синтезе сорбентов для извлечения 134,137СБ [3744], причем наибольшее число разработок приходится на синтез сорбентов на основе смешанных гексациа-ноферроатов, различающихся материалом подложки и двухзарядными катионами, ответственными за формирование активного слоя катионами.
Имеющиеся данные достаточно убедительно показывают, что селективные свойства этих материалов программируются формируемой на стадии осаждения активного слоя кристаллической структурой, в узлах которой находятся анионы гексацианоферроата и катионы двухзарядных металлов (Мп2+, №2+, 7п2+, Си2+). Компенсирующие заряд матрицы подвижные противоионы (преимущественно - ионы калия и аммония) располагаются внутри жесткой пространственной решетки, образующей локусы [31]. Это представляет классический случай формирования структуры, жесткий каркас которой предполагает необходимость изменения гидратной оболочки ионов и, соответственно, определенных энергозатрат при переходе сорбируемого иона в фазу сорбента. Поэтому, энергетически выгодным является обмен подвижными компонентами фаз с максимально близкой энергией гидратации, для которых энергия дегидратации сорбируемого иона практически полностью компенсируется энергией гидратации десорбируемого иона.
Таким образом, воспроизводимость селективных свойств различных партий сорбента будет определяться в первую очередь качеством используемых реагентов, определяющим в конечном итоге стоимость продукции.
Феномен этих сорбентов может быть объяснен исходя из известного положения Р. Херинга [45] -«для целей фиксирования на высокомолекулярной матрице функциональных групп, обладающих селективностью, почти во всех случаях служат вещества, известные из аналитической химии как наиболее специфичные осадители».
В рассматриваемом случае это положение выполняется в полной мере, так как
о образование смешанных гексацианоферроатов калия, рубидия и цезия используется для количественного анализа этих металлов [46, 47];
о осаждение радиоцезия со смешанными гекса-цианоферроатами различных ионов поливалентных металлов активно исследовалось как составная часть методов определения радионуклидов в морских водах [48-50], что свидетельствует о весьма низкой растворимости образующихся соединений;
о активная составляющая, отвечающая за образование осадка, при формировании сорбционного слоя остается неизменной, что наиболее существенно с точки зрения подобия соединений, образующихся при осаждении и сорбции;
о формы существования сорбируемых и проти-воионов одинаковы и стабильны в любых условиях осуществления процессов.
Следует отметить, что при распределении радиоцезия между раствором и сорбентом речь не идет о некой исключительной специфичности сорбента к радионуклидам. В первую очередь против этого положения тот факт, что смешанные гексацианоферроаты являются осадителями для тяжелых щелочных металлов, а также Т1 (I), Ад (I), то есть для катионов с низкой степенью гидратации и соответственно, максимальной энергией электростатической связи.
Таким образом, при переработке ЖРС сорбенты на основе гексацианоферроатов следует рассматривать как катиониты с низкой степенью диссоциации, которая и определяет их устойчивость в водных средах. Следовательно, концентрация способных к сорбции радиоцезия групп будет определяться процессом
Легко показать, что степень диссоциации сорбента, имеющая в данном случае определяющее значения, должна быть связана с концентрацией К+ уравнением Гендерсона-Хасселбалча
Р [к+ ] =рКдис ^ -1 1-а
р [ кы;] =рк
^ -1 1-а
То есть, увеличение концентрации ионов калия или аммония в растворе должно приводить к снижению степени диссоциации ионогенных групп и, следовательно, степени извлечения радиоцезия. Этот факт подтверждается и экспериментальными данными, приведенными в [8, 42].
Таким образом, следует признать, что рассуждения о существовании некой специфической сорбции радиоцезия на гексацианоферроатных сорбентах, основанные на его весьма эффективном извлечении даже из концентрированных растворов солей натрия, который не является его конкурентом в процессах образования малорастворимых соединений, лишены серьёзной научной основы. Более того, «разбавление»
радионуклидов солями натрия бесспорно приведет к снижению наполняемости сорбента радионуклидами, но, наиболее вероятно, это снижение будет проявляться уже за пределами допустимой удельной активности и, поэтому, не иметь существенного промышленного значения.
Следует принять во внимание и тот факт, что ионы калия и аммония, являющиеся корректорами для ведения водно-химического режима, практически всегда присутствуют в составе трапных вод, что в свете вышеизложенного означает необходимость учета влияния их концентрации на сорбцию цезия. Это возвращает к вопросу о приоритетном значении точного знания полного химического состава поступающих на переработку ЖРС при разработке и эксплуатации систем их переработки.
К сожалению, исследованию диссоциативных свойств этих материалов не уделяется должного внимания. Понятно, что в экспериментальном плане это достаточно сложная задача, требующая разработки специальных методик исследования и обработки полученных данных. Но значение константы диссоциации является достаточно объективным критерием для сравнения сорбентов, в значительной степени облегчающий отбор наиболее подходящего для условий эксплуатации.
Несмотря на то, что сорбенты на основе кислых фосфатов титана проявляют достаточно высокие сорбционные свойства [51-52] по отношению к наведенным продуктам коррозии и в принципе соответствуют критериям приемлемости для «вечной» изоляции, отнести их к категории высокоселективных достаточно сложно из-за достаточно слабых комплексообра-зующих свойств. Отметим, что даже доступные ком-плексообразующие иониты с группами типа иминоди-уксусной кислоты в рассматриваемых условиях сколь либо выраженной селективностью к индивидуальным катионам цветных металлов не проявляют. Поэтому, более перспективным представляется использование методов группового соосаждения всех присутствующих в ЖРС продуктов коррозии, в их числе - и активированных, с предварительным «селективным» концентрированием их солей мембранными методами. Это позволит избежать использования дорогостоящих материалов однократного использования и таким образом сократить объем собственно радиоактивных отходов, подлежащих «вечной» изоляции.
Заключение
Мы сознательно остановились только на установленных фактах, использованных в разработках систем переработки ЖРС АЭС.
Отметим, основным условием пригодности использования материала и метода в технологическом процессе является воспроизводимость его потребительских свойств. В этом плане достаточно большое количество проведенных исследований и, соответственно, накопленных фактов пока еще не могут являться основой для теоретического осмысления наблюдаемых явлений. Используемый в настоящее время при разработке технологий обращения с ЖРС подход «черного ящика» в принципе еще может быть оправдан на начальном этапе исследований или для решения разовых неотложных задач, но уже совершенно не приемлем на этапе разработки тиражируемых технологий.
По факту, переход к наукоемким тиражируемым технологиям требует не просто переосмысления уже накопленного и достаточно большого объема эмпирических материалов, а перевод исследований на научные рельсы в смысле выявления взаимосвязей между фундаментальными характеристиками материалов и систем и наблюдаемыми эффектами с целью создания теоретически обоснованных моделей. Уже на основе этих моделей можно обеспечить выполнение расчетов технологических показателей системы как объективных критериев сравнения различных вариантов её организации.
Развертывание такого рода достаточно интересных с точки научного знания, но дорогостоящих, работ может быть экономически оправдано только в случае наличия массового потребителя, что при существующих темпах развития ядерной энергетики маловероятно.
Поэтому, более разумным представляется переход к приведенному в начале статьи третьему подходу - стабилизации состава конкретного технологического раствора за счет раздельного сбора ЖРС и создания узкоспециализированных установок по обращению с каждым из них [53]. Это увеличит количество систем спецводоочистки, но уменьшит габариты каждой, упростит их обслуживание и позволит использовать уже научно-обоснованные и апробированные методы.
Работа выполнена при поддержке Министерства науки и высшего образования, Проект 13.6572.2017/8.9.
Литература
1. Нечаев А.Ф., Чугунов А.С. Мотивация и возможности сокращения объема радиоактивных отходов // Атомная энергия. 2013. Т. 115. № 6. С. 318-322.
2. Савкин А.Е., Адамович Д.В., Белый М.Д. Варианты обращения с радиоактивными отходами АЭС // Вопросы атомной науки и техники. Серия Материаловедение и новые материалы. 2014. № 3(78). C. 87-95.
3. Волков А.С., Наливайко Е.М. Обращение с радиоактивными отходами на блоке №1 Нововоронежской АЭС-2 проекта АЭС-2006 // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2017. № 3. С. 183-194.
4. Багерман М.Р. [и др.]. Решения по минимизации образования, организации сбора и переработке жидких радиоактивных сред в проекте АЭС нового поколения с ВВЭР-640 // Теплоэнергетика. 1995. № 12. С. 28-31.
5. Онуфриенко С.В. Обращение с жидкими радиоактивными отходами в проектах АЭС нового поколения с реактором ВВЭР : дис. ... канд. техн. наук СПб, 2002. 146 с.
6. Стахив М.Р. Комплекс переработки жидких радиоактивных отходов (КП ЖРО) Кольской АЭС. Основные итоги эксплуатации // Тезисы VII Межд. конф. «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (26-27 мая 2010 г., Москва). М.: изд. Росэнергоатом, 2010. С. 287-289.
7. Нигматуллин Б.И. ВВЭР-ТОИ - тупик, обманка, имитация // Атомная стратегия XXI. 2012. № 70. С. 3-9.
8. Савкин А.Е. Разработка и испытание технологии переработки жидких радиоактивных отходов АЭС // Радиохимия. 2011. Т. 53. № 5. С. 470-473.
9. Radionuclide - chelating agent complexes in low-level radioactive decontamination waste; stability,
adsorption and transport potential : technical report NUREG/CR-6758 / Pacific northwest national laboratory ; prepared by R.J. Serne [et al.]. Richland, 2002. 124 p.
10. Лагунова Ю.О. [идр.]. Окислительное разложение оксалат-ионов в водных растворах концентрированным озоном // Атомная энергия. 2012. Т. 113. № 2. С. 93-95.
11. Селиверстов А.Ф. [и др.]. Выделение радиоактивного кобальта из водных растворов ЭДТА с использованием концентрированного озона // Радиохимия. 2009. Т. 51. № 3. С. 286-288.
12. Лагунова Ю.О. Использование озона и пе-роксида водорода для окислительного разложения органических комплексонов в процессах очистки жидких радиоактивных отходов : дис. ... канд. хим. наук. М, 2012. 159 с.
13. Савкин А.Е. Возможность применения сорбционного метода для очистки жидких радиоактивных отходов АЭС // Радиохимия. 1999. Т. 41. № 2. С. 172-176.
14. Омельчук В.В. [и др.]. Жидкие радиоактивные отходы больше не проблема // Промышленные АСУ и контроллеры. 2007. № 7. С. 9-11.
15. Лифанов Ф.А., Савкин А.Е, Сластенников Ю.Т. Очистка высокосолевых жидких радиоактивных отходов методом селективной сорбции // Вопросы материаловедения. 1997. №. 5(11). С. 22-27.
16. Арустамов А.Э. [и др.]. Метод ионоселек-тивной очистки жидких радиоактивных отходов атомных станций // Безопасность жизнедеятельности. 2005. № 11. С. 13-16.
17. Дмитриев С.А. [и др.]. Обращение с кубовыми остатками АЭС // Атомная энергия. 2000. Т. 89. № 5. С. 365-372.
18. Омельчук В.В. [и др.]. Разработка технологии и переработка кубовых остатков на Кольской АЭС // Безопасность окружающей среды. 2007. № 3. С. 3437.
19. Гадлевская А.С. [и др.]. Окислительно-сорбционный способ дезактивации жидких радиоактивных отходов // Тезисы научно-техн. конференции «Команда-2015» (8-11 июня 2015 г., Санкт-Петербург). СПб.:. СПбПУ, 2015. С. 96-97.
20. Камруков А.С., Новиков Д.О. Современные окислительные и фотоокислительные методы разрушения комплексонов в жидких радиоактивных отходах // Безопасность в техносфере. 2015. Т. 4. № 1. С. 6883.
21. Ущенко В.П., Попов Ю.В., Павлова С.В. Реакция Фентона как основа окислительного процесса очистки точных вод от примесей ионов переменной валентности // Известия ВГТУ. 2008. № 1(39). С. 76-78.
22. Критерии приемлемости радиоактивных отходов для захоронения. НП-093-14 // Ядерная и радиационная безопасность. 2015. № 3(77). С. 59-82.
23. Аржанова Е.Б. Разделение моно и поливалентных ионов методом нанофильтрации в водных растворах высоких концентраций // Перспективные материалы. 2010. № 8. С. 183-188.
24. Справочник химика, том 3 / под ред. Б.П. Никольского [и др.]. 2-е изд., перераб. и доп. Л. : Химия, 1964. 1008 с.
25. Чугунов А.С. [и др.]. Влияние неорганических лигандов на эффективность ионообменной переработки радиоактивных отходов // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2015. № 1. С. 119-127.
26. Акимов А.М, Котельникова С.А. Сорбцион-ные технологии переработки жидких радиоактивных отходов, кубовых остатков и солевого плава // Збiрнiк наукових праць СНУЯЭтаП. 2013. № 4(12). С. 68-76.
27. Лебедев К.Б. [и др.]. Иониты в цветной металлургии. М.: Металлургия, 1975. 352 с.
28. Аширов А. Ионообменная очистка сточных вод, растворов и газов. Л.: Химия, 1983. 295 с.
29. Гельферих Ф. Иониты. Основы ионного обмена. М.: Иностр. лит-ра, 1962. 492 с.
30. Кокотов Ю.А., Пасечник В.А. Равновесие и кинетика ионного обмена. Л.: Химия, 1970. 366 с.
31. Никольский Б.Н., Романков П.Г. Иониты в химической технологии. Л.: Химия, 1982. 416 с.
32. Гриссбах Р. Теория и практика ионного обмена. М.: Иностр. лит-ра, 1963. 492 с.
33. Милютин В.В., Гелис В.М., Пензин Р.А. Сорбционно-селективные характеристики неорганических сорбентов и ионообменных смол по отношению к цезию и стронцию // Радиохимия. 1993. Т. 35. № 3. С. 76-82.
34. Милютин В.В., Гелис В.М., Козлитин Е.А. Сорбционные процессы в радиохимической технологии и очистке жидких радиоактивных отходов // 2-я Рос. конф. с междунар. участием «Новые подходы в химической технологии минерального сырья» (3-6 июня 2013 г., Санкт-Петербург). СПб, 2013. Ч. 1. С. 30-31.
35. Егорин А.М. [и др.]. Композитные селективные сорбенты для очистки морской воды от радионуклидов цезия и стронция // Докл. АН. 2015. Т. 460. № 2. С. 177-181.
36. Авраменко В.А. [и др.]. Поглощение стронция сорбционно-реагентными материалами // Журн. физ. химии. 2004. Т. 78. № 3. С. 493-496.
37. МПК В 01 J 20/08, В 01 J 20/30. Адамович Д.В, Арустамов А.Э., Гелис В.М., Дмитриев С.А., Милютин В.В Способ получения ферроцианидного сорбента: пат. 2320406 Рос. Федерация. № 2005115890/15; за-явл. 25.05.05; опубл. 27.03.08.
38., МПК В 01 J 20/02. Калинин Н.Ф, Пензин Р.А., Гелис В.М., Елизарова И.А., Милютин В.В, Бело-усова А.Г. Способ получения композиционных ферро-цианидных сорбентов марки СЕЛЕКС-ЦФ: пат. 2007210 Рос. Федерация. № 5020347/26; заявл. 29.12.91; опубл. 15.02.94.
39. Корчагин Ю.П., Симагина МИ,, Хубецов С.Б, Кухарев Н.Д., Гривкова АИ, Карета В.И. Способ получения ферроцианидсодержащего сорбента: пат. 2054316 Рос. Федерация. ; № 93014301; заявл. 24.03.93; опубл. 24.03.93.
40. Шарыгин Л.М., Муромский А.Ю. Неорганический сорбент для ионоселективной очистки жидких радиоактивных отходов // Радиохимия. 2004. Т. 46. № 2. С. 171-175.
41. Шарыгин Л.М, Муромский А.Ю. Неорганический сорбент для ионоселективной очистки жидких радиоактивных отходов // Атомная энергия. 2000. Т. 89. № 2. С. 146-150.
42. Шары/гин Л.М. [и др.]. Сорбционная очистка жидких радиоактивных отходов АЭС // Атомная энергия. 1997. Т. 83. № 1. С. 17-23.
43. Шары/гин Л.М., Муромский А.Ю, Калягина М.Л. Структура и свойства селективного к цезию гранулированного неорганического катионообменника // Сорбционные и хроматографические процессы. 2006. Т. 6. № 6. С. 965-971.
44. Дмитриев С.А. [и др.]. Опыт обращения с радиоактивными отходами в ГУП МосНПО «Радон» // Медицина труда и промышленная экология. 2006. № 2. С. 21-25.
45. Херинг Р. Хелатообразующие ионообмен-ники. М.: Мир, 1971. 279 с.
46. Коренман И.М. Аналитическая химия калия. М.: Наука, 1975. 224 с.
47. Плющеев В.Е, Степин В.Д. Аналитическая химия рубидия и цезия. М.: Наука, 1975. 224 с.
48. Шведов В.П, Иванова Л.М, Жариков В.И. Выделение радиоактивного цезия из морской воды. I. Выделение цезия в виде соединений с ферроцианида-ми цинка, меди и никеля // Радиохимия. 1963. Т. 5. № 2. С. 182-185.
49. Иванова Л.М, Шведов В.П. Выделение радиоактивного цезия из морской воды. II. Выделения цезия в виде соединений с ферроцианидами щелочноземельных элементов // Радиохимия. 1963. Т. 5. № 2. С. 185-189.
50. Иванова Л.М. Метод одновременного определения 90Бг, и 144Се в морской воде // Радиохимия. 1965. Т. 9. № 5. С. 185-189.
51. Чугунов А.С., Маслова М.В., Герасимова Л.Г. Эксплуатационные особенности освоенных к промышленному выпуску сорбентов на основе фосфата титана в системах очистки ЖРО // Радиохимия. 2012. Т. 54. № 6. С. 534-541.
52. Маслова М.В. и др. Изучение состава ионообменных материалов на основе фосфата титана // Журнал прикладной химии. 2006. Т. 79. № 11. С. 18131817.
53. Чугунов А.С. [и др.]. Организация локальных систем деминерализации отработанных растворов для сокращения объема вторичных радиоактивных отходов // Сб. статей по матер. научно-практ. конф. «Актуальные вопросы ядерно-химических технологий и экологической безопасности» (15-18 июня 2016 г., Севастополь). Севастополь: СевГУ, 2016. С. 160-164.
