РАДИОХИМИЯ, 2020, том 62, № 3, с. 183-194

УДК 621.039.59

ПОИСК РЕШЕНИЯ ПРОБЛЕМЫ

КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА

Радиевый институт им. В. Г. Хлопина, 194021, Санкт-Петербург, 2-й Муринский пр., д. 28

*e-mail: ypokh@khlopin.ru

Получена 20.05.2019, после доработки 20.05.2019, принята к публикации 21.06.2019

Отработавший реакторный графит составляет значительную часть накопленных твердых радиоактивных

отходов, и поиск способов его изоляции от биосферы является актуальной задачей. В статье приводится

перечень радиоактивных нуклидов, активность которых определяет загрязненность графитовой кладки и

других элементов конструкции остановленных уран-графитовых реакторов. Предлагаемые технические

решения должны базироваться на дифференцированном подходе к различным видам отходов графита,

отличающихся уровнем удельной активности и спектром радионуклидов. Предварительное фракциони-

рование (сортировка) позволит во много раз сократить объемы отходов, поступающие в пункт глубинного

захоронения. Поиск подходов к переработке графита должен быть подчинен задаче выбора наименее

затратных технологий. Любые операции по переработке графита с целью удаления ¹⁴С и ³⁶Cl в отдельный

продукт только увеличат общий объем отходов и потребуют дополнительных расходов. Разработка даже

самых эффективных методов не может дать того экономического эффекта, который можно получить в

случае пересмотра норм по содержанию примесей в графите и обоснования безопасного захоронения

реакторного графита в приповерхностных хранилищах.

Ключевые слова: переработка реакторного графита, захоронение радиоактивных отходов

DOI: 10.31857/S0033831120030016

ВВЕДЕНИЕ

среднеактивных отходов, и при выводе реакторов

из эксплуатации предлагалось изолировать эти от-

Использование графита в ядерной энергетике

ходы в проектируемом геологическом могильнике.

было продиктовано его уникальными свойствами

В то же время в Великобритании рассматриваются

как замедлителя нейтронов и удобного конструк-

и альтернативные варианты обращения с реактор-

ционного материала, что и сыграло немаловажную

ным графитом с целью снижения его активности и

роль в решении оборонных задач и при строитель-

перевода в другую категорию отходов, не требую-

стве первых исследовательских реакторов и АЭС

щую глубокого захоронения.

(созданные позднее реакторы типа РБМК до сих

пор эксплуатируются на Ленинградской, Курской

Казалось бы, переработка реакторного графита

и Смоленской АЭС). На этапе вывода из эксплуата-

может уменьшить объемы отходов для глубинного

ции уранграфитовых реакторов графит становится

захоронения и повысить безопасность их хране-

отдельным видом отходов атомной энергетики,

ния. Но данное утверждение далеко не очевидно.

и однозначного решения проблемы обращения с

Актуальность решения данной проблемы больше

ним нет ни в одной стране [1-5].

связана с будущими финансовыми затратами, а не

с проблемами экологии, как это многие стараются

Во Франции облученный графит относят к ка-

представить (при снятии с эксплуатации урангра-

тегории низкоактивных отходов. Но поскольку во

фитовых реакторов затраты на обращение с РАО

Франции запрещено захоранивать долгоживущие

могут составить более 65% [6]).

нуклиды (¹⁴С и ³⁶Cl) в приповерхностные могиль-

ники, было предложено захоранивать отходы гра-

Проблемы при выборе технологий обращения с

фита на глубину от 100 до 200 м. В Великобри-

реакторным графитом обусловлены большим раз-

тании реакторный графит относят к категории

нообразием использованных типов самих реактор-

183

184

ПОХИТОНОВ

ных установок и условий их эксплуатации, а так-

дов, хорошо известны и приведены во многих опу-

же различиями в содержании примесей в графите.

бликованных работах. Исходный графит в разных

Нельзя забывать и об имевших место внештатных

реакторах отличается по содержанию примесей;

ситуациях, когда активность и спектр радионукли-

следовательно, графит на разных объектах отли-

дов графита определяется не только активацией

чается по содержанию и спектру радионуклидов,

примесей во время эксплуатации, но и присут-

образовавшихся за долгие годы эксплуатации.

ствием просыпей топлива. Поэтому предлагаемые

Одним из значимых нуклидов, создающим

технические решения должны базироваться ис-

массу проблем, является ¹⁴С (β-излучатель, Т_1/2

ключительно на дифференцированном подходе к

5730 лет). Наиболее важной реакцией его образо-

различным видам отходов, отличающихся уровнем

вания является активация азота потоком нейтро-

удельной активности и спектром радионуклидов.

нов ¹⁴N(n,p)¹⁴C. Углерод-14 образуется в результа-

Использование принципа фракционирования

те активации как продувочного газа (воздуха или

позволит выделить наименее загрязненные фраг-

азота), так и примесей азота в самом графите, за-

менты, которые после проведения операций по их

фиксированных в кристаллической решетке.

дезактивации могут быть переведены в более низ-

Данные по влиянию состава продуваемого че-

кую категорию отходов. Данный подход позволяет

рез реактор газа приведены в работах [4, 7-10].

во много раз снизить нагрузку на оборудование,

Так, например, удельная активность ¹⁴С в про-

предназначенное для переработки наиболее “гряз-

мышленном уран-графитовом реакторе (ПУГР)

ной” части отсортированного графита, и в конеч-

СХК, продуваемом азотом, в 8-10 раз выше, чем

ном итоге минимизировать объем всех вторичных

в реакторах AGR, кладки которых продувались

отходов.

углекислым газом.

Для внедрения предлагаемых технологий необ-

Согласно выполненным расчетным оценкам [8]

ходим обоснованный подход и к пересмотру норм

накопления ¹⁴С в графите ПУГР, при исходном со-

по содержанию в графите примесей (в первую оче-

держании примеси азота в графите 34×10^-6 мас%

редь ¹⁴C и ³⁶Cl), что позволит большую часть отхо-

и пористости 23% удельная активность ¹⁴С, нако-

дов помещать в приповерхностные хранилища. И

пленного в результате активации примеси азота,

тогда проблема переработки реакторного графита

составляет 0.34 МБк/г, а удельная активность ¹⁴С,

будет решена путем освоения наименее затратных

накопленного за счет активации азота в порах, -

технологий, обеспечивающих соблюдение усло-

1.2 МБк/г [4].

вий приемлемости для последующего захороне-

Сравнительно небольшой вклад в накопление

ния РАО.

¹⁴С (около 5%) [4] вносит и реакция ¹³С(n,γ)¹⁴С

Целью работы был анализ известных техни-

(концентрация ¹³С в природном углероде равна

ческих решений, которые могут позволить про-

1.03%.) В ряде случаев для накопления ¹⁴С имеет

водить переработку реакторного графита с мини-

значение реакция ¹⁷O(n,α)¹⁴C.

мальными затратами и одновременно обеспечить

надежную иммобилизацию всех радионуклидов.

Другой долгоживущий радионуклид - ³⁶Cl (Т_1/2

301 тыс. лет) образуется путем нейтронной акти-

Характеристики реакторного графита как

вации остаточного хлора, использовавшегося для

главный фактор при выборе методов его пере-

очистки графита при его изготовлении.

работки. Выбор той или иной технологии опре-

деляется прежде всего составом самих отходов,

Отметим, что источником техногенных ¹⁴С и

удельной активностью присутствующих нуклидов

³⁶Cl в биосфере являются ядерная энергетика во

и их физико-химической формой. Именно эти па-

всех ее проявлениях. Сопоставление количеств

раметры определяют и специфические критерии

¹⁴С и ³⁶Cl природного и техногенного происхожде-

приемлемости РАО при выборе упаковок и места

ния в биосфере проведено в работе [11].

для захоронения.

Несмотря на многочисленные исследования,

Главной причиной радиационной загрязненно-

проведенные в последние годы, вопрос о распре-

сти отработавшего графита является облучение

делении ¹⁴С в кладке остается достаточно дис-

нейтронами примесей, изначально присутствую-

куссионным. А ведь именно ответ на вопрос, где

щих в графите. Нейтронные реакции, приводящие

именно находится ¹⁴С и как он связан в массе гра-

к образованию наиболее значимых радионукли-

фита, и будет определять эффективность той или

РАДИОХИМИЯ том 62 № 3 2020

ПОИСК РЕШЕНИЯ ПРОБЛЕМЫ КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ РЕАКТОРНОГО ГР

АФИТА

185

иной обработки. Так, например, в одной из работ

рактер загрязнения по высоте графитовых колонн,

[12] отмечено, что углеродистые отложения, об-

подробно описаны в монографии [4].

наруженные в образцах на поверхности стенок

С точки зрения выбора метода переработки от-

канала, имеют относительное обогащение по ¹⁴С

метим наиболее значимые выводы, сделанными

по сравнению с основной массой графита кладки.

авторами работ [4, 8, 17-19]. Во-первых, загряз-

Наличие неравномерного распределения ¹⁴С по

нение кладки продуктами деления и актинидами,

глубине блоков графита отмечено и в других пу-

образовавшимися из примеси урана в исходном

бликациях [13-16].

графите, незначительно по сравнению с вкладом

урана, поступившего в результате аварий, и основ-

Продукты многих нейтронных реакций в про-

ное загрязнение актиноидами и продуктами деле-

цессе их протекания обладают значительной кине-

ния сосредоточено в тонком поверхностном слое

тической энергией, что приводит к их внедрению

графита. Во-вторых, ячейки, прилегающие к ава-

в графитовую матрицу. Данное обстоятельство

рийным, загрязнены в десятки-сотни раз сильнее,

влияет на их миграцию и, таким образом, может

чем ячейки, удаленные от аварийных графитовых

ограничивать возможности дезактивации.

блоков.

Помимо нуклидов ¹⁴С и ³⁶Cl, в реакторном

Чтобы в самом общем виде охарактеризовать

графите образуются радионуклиды с различным

загрязненность реакторного графита и иметь

периодом полураспада в результате активации

представление о материале, который должен быть

других примесей самого графита. Так, например,

переработан, мы привели в таблице ранее опу-

на примеси лития образуется тритий по реакции

бликованные данные из разных источников (см.

⁶Li(n,α)³H.

таблицу) и там же включили значения удельной

Источником образования эмиттера жесткого

активности радионуклидов в отходах для отнесе-

γ-излучения ⁶⁰Co является реакция ⁵⁹Co(n,γ)⁶⁰Co.

ния их к РАО.

Примеси кобальта присутствуют в исходном гра-

Что касается радиоактивного загрязнения смен-

фите, а также могут появляться в результате пере-

ных деталей (втулок ПУГР и других), то они посту-

носа коррозионного кобальта с парогазовой сме-

пали в хранилища постепенно, в разные периоды

сью. Таким образом, радиоактивность графита

работы реактора. Уровень их загрязнения зависит

определяется химическим составом исходного ма-

главным образом от загрязненности ячеек, в кото-

териала и зависит от плотности потока и спектра

рых они находились. В любом случае активность

нейтронов и временем эксплуатации реактора.

таких отходов графита намного ниже и методы пе-

реработки должны быть другими. Если говорить о

Не будем забывать и о том, что во время экс-

содержании делящихся материалов в реакторном

плуатации практически всех уран-графитовых ре-

графите, то согласно данным, приведенным в ряде

акторов (ПУГР и РБМК) имели место аварийные

работ [4, 8], суммарная масса плутония в кладке

ситуации, связанные с разрушением технологиче-

реакторов не превышает 10 г на 1400 т графита.

ского канала и попаданием фрагментов топлива в

Согласно существующим сегодня в России нор-

графитовую кладку. Частицы урана разносились

мативным документам, реакторный графит отне-

водяным паром и оседали на поверхности графита

сен ко 2-му или 1-му классу опасности, которые

и в щелях между блоками. И в этих случаях основ-

требуют захоронения исключительно в пунктах

ным источником загрязнения графита уже стано-

глубинного захоронения радиоактиыных отходов

вятся актиноиды и продукты деления. Результаты

(ПГЗРО). Максимальная удельная активность РАО

измерений образцов показали ярко выраженное

класса 2, составляет до 10⁷ Бк/г для β-излучаю-

поверхностное загрязнение графитовых блоков

щих радионуклидов и до 10⁶ Бк/г для α-излуча-

актинидами и продуктами деления [4]. Удельная

ющих радионуклидов (включая трансурановые).

активность ¹³⁷Cs, ¹⁰⁶Ru, ⁹⁰Sr, ²⁴¹Аm, ²⁴³Am, ²⁴⁴Cm

Высокоактивные РАО класса 2 принимаются к

в объеме блоков в десятки раз ниже, чем в поверх-

захоронению в невозвратных металлических кон-

ностном слое.

тейнерах (НВЧ). Проектом также предусмотрено

Закономерности распределения актинидов и

захоронение РАО в упаковках НЗК-150-1,5П.

продуктов деления по кладкам трех российских

Основным дозообразующим радионуклидом

реакторов, в том числе зависимость содержания

РАО 2-го класса является ¹³⁷Cs, и его удельный

актинидов от флюенса и спектра нейтронов и ха-

вклад в суммарную мощность поглощенной дозы

РАДИОХИМИЯ том 62 № 3 2020

186

ПОХИТОНОВ

Удельная активность наиболее значимых радионуклидовв кладке реакторного графита и предельные значения удель-

ной активности радионуклидов в отходах при отнесении их к РАО, Бк/г [4, 6]

Тип графита

Значения

Допустимое содержание

удельной

Нуклид;

радионуклидов в РАО,

Период потенци-

Кладка ЭИ -1

Кладка

активности

период

захораниваемых в

альной опасности

и ЭИ-2 АО

РБМК

радионуклидов в

полураспада,

приповерхностных

радионуклидов

«СХК», средние

Чернобыльской

отходах для

лет

пунктах захоронения

(по МЗА) Т_мза, лет

значения

АЭС

отнесения их к

РАО

³H; 12.3 года

(3.4-5.4)×10³

3.3×10⁵

1×10⁴

Не ограничена

237.8

¹⁴C. 5730 лет

(2.3-1.4)×10⁶

1.1×10⁵

1×10⁴

(3.0×10¹²)^б

1.39×10⁵

³⁶Cl; 0.3×

(0.5-1.1)×10²

1.0×10³

1×10⁴

6.28×10⁶

10⁶ лет

⁵⁵Fe;

–

5.3×10⁴

1×10⁴

72.87

2.737 года

⁵⁹Ni;

–

4.3×10²

2.2×10²

8.1×10^{12 б}

9.8×10⁵

7.6×10⁴лет

⁶³Ni;

(0.3-2.2)×10³

6.1×10²

2.6×10^{14 б}

2.04×10³

101.1 года

⁶⁰Co; 5.3 года

(2.2-3.0)×10³

6.7×10⁴

Не ограничена

160.73

⁹⁰Sr; 29.1 лет

1.1×10³

10*

2.6×10¹⁴

806.62

93mNb;

8.9×10²

1×10⁴

237.26

13.6 лет

⁹⁴Nb; 0.2×

7.8×10¹

8.1

7.4×10^9**

2.79×10⁶

10⁶ лет

¹³⁴Cs;

–

2.8×10³

2.06 года

¹³⁷Cs;

(2.6-4.6)×10³

9.4×10²

10^а

1.7×10¹⁴

30.2 лет

¹⁵²Eu;

–

9.8

832.52

13.3 года

¹⁵⁴Eu; 8.5 лет

221.71

^а Удельная активность отмеченных радионуклидов приведена в условиях их равновесия с дочерними радионуклидами.

^бУдельная активность в активированном металле.

составляет около 94% в первые 30 лет хранения в

энергетических УГР класса 1 (аварийный графит)

ПГЗРО. На долю ¹⁵⁴Eu, ⁹⁴Nb и ²⁴¹Am приходится

составит 1500 т, класса 2 - 22 000 т (кладки УГР),

менее 6%. При сравнении данных таблицы и нор-

класса 3 (втулки, кольца и др.) - 7500 т. (рис. 1).

мативных требований к РАО класса 2, возникает

Подводя итоги данного раздела, отметим, что

законный вопрос - насколько обоснованным явля-

стратегия обращения с реакторным графитом

ется решение о захоронении реакторного графита

должна включать прежде всего дифференциро-

исключительно в ПГЗРО?

ванный подход к различным объектам. При вы-

Ведь даже с учетом неоднородности распреде-

боре решения требуется проведение системного

ления отдельных радионуклидов в кладке (и в смен-

анализа, позволяющего определить целесообраз-

ных деталях) невозможно себе представить, что

ность хранения или приемлемый способ обработ-

концентрация β-излучающих радионуклидов в одной

ки графита для его последующего захоронения. И

упаковке превысит 10⁷, а α-излучающих - 10⁶ Бк/г.

данный подход должен быть реализован с учетом

Напомним, что согласно данным работы [6],

необходимых размеров финансирования и соци-

оцениваемое количество удаляемого графита

альных последствий.

РАДИОХИМИЯ том 62 № 3 2020

ПОИСК РЕШЕНИЯ ПРОБЛЕМЫ КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ РЕАКТОРНОГО ГР

АФИТА

187

Основное внимание при выборе той или

иной технологии должно уделяться перера-

ботке наиболее “грязной” фракции графита -

аварийного графита (РАО класса 1). Иными слова-

Ʉɥɚɫɫ

ми, методы переработки должны быть направлены

только в отношении той части графита, удельная

Ʉɥɚɫɫ

активность и спектр радионуклидов которой силь-

но отличается от средневзвешенных значений и

Ʉɥɚɫɫ

которая может быть условно отнесена к “отходам

облученного графита”.

Если говорить о возможном подходе к обраще-

нию с отходами графита класса 2 с целью выде-

ления ³Н, ¹⁴С, ³⁶Cl и других наиболее радиоток-

сичных нуклидов (⁵⁵Fe, ⁶⁰Со, ⁶⁵Zn, ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs), то

в любом случае переработка приведет к увеличе-

нию общего объема, возникнут проблемы уже со

Рис. 1. Классификация реакторного графита энерге-

вторичными отходами, и никто не даст гарантий

тических УГР блоков АЭС [6] (по классам удаляемых

большей безопасности по сравнению с ситуацией,

ТРО): класс 1 - аварийный графит, класс 2 - кладочный

когда эти нуклиды находятся в самой графитовой

графит, класс 3 - сменяемый графит.

“матрице”.

Во избежание установления чрезмерно жестких

бразных физико-химических процессов. Все ме-

требований необходимо как можно раньше вклю-

тоды имеют свои недостатки, и ни один из них не

чать в оценку безопасности ПГЗРО приведенные

решает всего комплекса проблем. Пожалуй, наи-

рассуждения и пересмотреть подход к установ-

большее число опубликованных работ по перера-

лению критериев приемлемости для реакторного

ботке реакторного графита предусматривает его

графита. И чем раньше это будет выполнено, тем

сжигание или иную высокотемпературную обра-

меньше вероятность неэффективного использова-

ботку [1-5, 20-24], но все известные способы ве-

ния объемов ПГЗРО. Все сказанное выше и опре-

дут к образованию еще большего количества РАО.

деляет выбор технологии, о чем пойдет речь в сле-

Для органических отходов привлекательность

дующем разделе.

использования сжигания объясняется легкой воз-

Обзор экспериментальных исследований

гораемостью и возможностью достижения высо-

применительно к методам обращения с реак-

ких коэффициентов сокращения объема. В зави-

торным графитом. Как правило, до сих пор при-

симости от активности зольного остатка он может

нимаемые решения по реакторному графиту носят

быть просто упакован для хранения и/или захоро-

субъективный характер и не поддаются даже при-

нения или же подвергнут дальнейшей обработке с

ближенной количественной оценке их реальной

целью иммобилизации.

значимости и эффективности. Конечной целью

Казалось бы, при сжигании графита (по анало-

совершенствования процессов переработки лю-

гии с другими органическими отходами) можно во

бых отходов, включая реакторный графит, являет-

много раз сократить объем отходов и сконцентри-

ся максимальное снижение затрат на ту или иную

ровать активность в зольном остатке. Но в случае

операцию. Сокращение объема конечной формы

графита все гораздо сложнее. Сокращение объема

твердых отходов также подразумевает снижение

отходов становится невозможным ввиду присут-

издержек при транспортировании и в процессе

ствия изотопа ¹⁴С, удельная активность которого

долговременного хранения и захоронения. Но все

составляет 10⁸-10⁹ Бк/кг графита, и который по

сказанное выше не должно противоречить главной

понятным причинам не может быть удален в ат-

цели - обеспечению безопасности при последую-

мосферу.

щем захоронении.

В случае использования извести в качестве

К настоящему времени разработано много ме-

поглотителя CO₂ при сжигании 1 м³ облученного

тодов, базирующихся на использовании разноо-

графита (2.2 т) образуется 18.3 т карбоната каль-

РАДИОХИМИЯ том 62 № 3 2020

188

ПОХИТОНОВ

ция, что почти на порядок больше исходной мас-

ратуры газификации. В целом тестирование по-

сы графита. Вряд ли карбонат кальция будет более

казало, что более высокие температуры и более

безопасной формой хранения ¹⁴С по сравнению с

длительное время обжига обеспечивают более

исходным графитом.

полное высвобождение ³Н и большей части (80%)

Кроме того, радионуклиды, содержащиеся в

¹⁴С. Было также обнаружено, что манипулирова-

ние окислительной и восстановительной газовой

графите (⁶⁰Co, ¹³⁷Cs, ⁵⁵Fe и другие), удерживают-

ся на фильтрах, которые в свою очередь стано-

средой ограничивает потерю массы графита. В

вятся отходами и нуждаются в дополнительной

отдельной серии экспериментов использовали

переработке. Сказанное выше относится и к обо-

концентрированные кислоты и раствор H₂O₂ для

рудованию самой печи и всех вспомогательных

пропитки графита и выщелачивания радионукли-

устройств, которые рано или поздно будут выво-

дов, в частности ³⁶Сl. Приемлемая скорость гази-

диться из эксплуатации и потребуют дополнитель-

фикации графита 1.35 г/ч достигается при 1100°С

ных расходов на их утилизацию.

и использовании смеси пара и кислорода.

В настоящее время рассматриваются разные

Эффективное удаление ¹⁴С и ³Н достигает-

способы сжигания графита: традиционное сжига-

ся при более высокой температуре (1300°С), но

ние, сжигание в кипящем слое, газификация с по-

при этом происходит большая потеря массы гра-

мощью перегретого водяного пара (пиролиз). Все

фита.

перечисленные способы имеют один существен-

Для уменьшения объема радиоактивных отхо-

ный недостаток: при сжигании графита образуется

дов в процессе сжигания в принципе можно было

газообразный радиоактивный продукт - ¹⁴CO₂.

бы развивать технологии разделения изотопов

Испытания пилотной установки производи-

углерода для удаления ¹⁴С (центрифугирование,

тельностью 30-50 кг/ч для сжигания графита в

криогенная дистилляции), но экономическая це-

кипящем слое проводились во Франции [21]. Тем-

лесообразность таких решений вызывает много

пература в печи пилотной установки достигала

вопросов.

1000°С, и эффективность сжигания была доста-

По нашему мнению, следует искать более про-

точно полной - 99.8%. Были проверены различные

стые технологии (по сравнению со сжиганием

варианты процесса сжигания, на ряд технических

всей массы графита), обеспечивающие необходи-

решений выданы патенты [25, 26].

мую очистку графита и возможность его перевода

Установка сжигания отработавшего реакторно-

в категорию менее опасных отходов с последую-

го графита в ОДЦ УГР производительностью до

щим размещением в приповерхностном хранили-

10 кг/ч описана в работе [23]. При проведен-

ще. Такой подход позволил бы уменьшить расходы

ных экспериментах с загрузкой 1.5 кг графи-

на сооружение и эксплуатацию хранилищ и уско-

та скорость сжигания при

900°С составила

рить решение проблемы переработки графита.

0.3 кг/ч. Полнота сгорания составила 95%, эффек-

Одно из таких решений [27, 28], предложенных в

тивность улавливания активных продуктов в си-

Радиевом институте, позволяет сократить объем

стеме газоочистки была 95%.

образующихся отходов (собственно графита после

В качестве альтернативы окислению всего гра-

обработки) и сократить объем вторичных отходов,

фита, поступающего на переработку, французская

содержащих радионуклиды ¹⁴С и другие нуклиды,

фирма EDF и шведская фирма Studsvik проводили

присутствующие в графите при нештатных ситу-

эксперименты по выделению ¹⁴С, ³Н и ³⁶Cl путем

ациях.

сжигания только части графита [24]. Был построен

Согласно предложенному способу [28] сначала

паровой реформер, через который пропускали га-

графит обрабатывают реагентами, разрушающими

зовую смесь различного состава при температурах

его поверхностный слой, и удаляют полученный

до 1300°С над однородными по размеру (от 2380

продукт, содержащий радиоактивные нуклиды с

до 4000 мкм) частицами графита. При этом изме-

поверхности графита. При удалении с поверхно-

ряли два главных параметра: потерю массы графи-

сти тонкого слоя графита происходит эффективная

та и оставшуюся активность в графите.

дезактивация, и основная масса радионуклидов

Была проведена серия испытаний газификации

выводится в отдельный продукт. На следующей

графита с использованием пара и кислорода для

стадии проводится термообработка графита при

определения оптимального состава газа и темпе-

температуре 700-800°С. Иммобилизация ¹⁴С про-

РАДИОХИМИЯ том 62 № 3 2020

ПОИСК РЕШЕНИЯ ПРОБЛЕМЫ КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ РЕАКТОРНОГО ГР

АФИТА

189

исходит путем поглощения образующегося СО₂

подходящим поглотителем, например раствором

Са(ОН)₂.

На рис. 2 представлены образцы графита после

термической обработки (700°С), один из которых

был подвергнут предварительной обработке [27].

Иными словами, здесь появляется возможность

фракционирования радионуклидов (¹⁴С, продук-

тов активации и других), которые в дальнейшем

обрабатывают отдельно от основной массы гра-

фита. В числе других преимуществ такого способа

Рис. 2. Внешний вид образцов графита после терми-

отметим и упрощение процесса газоочистки, уве-

ческой обработки (700°С). а - предварительно обра-

личение ресурса оборудования и повышение без-

ботан окислителем, б - предварительной обработке

опасности персонала при выполнении работ. При

не подвергался.

реализации предложенного варианта снижается и

Следует подчеркнуть, что сама по себе идея

количество вторичных отходов (растворы из бар-

получения матричного материала для изоляции

ботеров очистки газовой фазы и твердые отходы -

радионуклидов в графите представляется весьма

металлокерамические или тканевые фильтры, тре-

привлекательной [30]. Процесс одностадийный и

бующие замены и утилизации.)

высокая (но кратковременная) температура в вол-

Среди других направлений термической обра-

не горения обеспечивает полноту превращения

ботки остановимся на процессе так называемого

исходных компонентов в конечные устойчивые

самораспространяющегося высокотемператур-

продукты. Выделение энергии происходит за счет

ного синтеза (СВС). Развитие технологий СВС

экзотермического самоподдерживающегося про-

началось на основе открытия явления твердого

цесса без использования каких-либо нагреватель-

пламени, сделанного в СССР в 1967 г. [29]. Сущ-

ных устройств. Вместе с тем, данная технология

ность СВС заключается в самопроизвольном рас-

требует измельчения исходного графита со всеми

пространении зоны химической реакции в средах,

вытекающими недостатками.

способных к выделению химической энергии с об-

Другой разновидностью высокотемператур-

разованием ценных конденсированных продуктов.

ной обработки является использование плазмы

Процесс возникает при локальном воздействии на

систему коротким тепловым импульсом и в даль-

[35-38]. По мнению авторов работы [36], исполь-

зование плазменной технологии повышает эконо-

нейшем протекает в виде волны горения без под-

вода энергии извне за счет собственного тепловы-

мическую эффективность обращения с горючими

деления. Известно несколько работ, посвященных

и негорючими радиоактивными отходами АЭС,

прежде всего за счет экономии объема хранилищ.

использованию СВС применительно к проблеме

переработки реакторного графита [30-34].

В работе [37] отмечено, что существенные раз-

личия в температурах кипения технологических

В основе переработки графита в режиме СВС ле-

жит твердофазный самоподдерживающийся про-

примесей графита и продуктов активации мож-

цесс - последовательные экзотермические реакции

но использовать для их разделения. Температуры

1800-3500 K легко достижимы с помощью газо-

3С + 4Al + 3TiO₂ = 2Al₂O₃ + 3TiC,

разрядной плазмы. Однако, как признают сами

4Al + 3TiO₂ = 2Al₂O₃ + 3Ti,

авторы, нагрев и удержание в газовой фазе сырья

3Ti + 3С = 3TiC.

при температурах более 4500 K сопряжены с про-

Находящийся в отходах ¹⁴С входит в состав

блемами при выборе материалов для плазмохи-

устойчивого карбида титана, и таким образом про-

мического реактора, а нагрев легкоиспаряющихся

исходит его изоляция от биосферы.

компонентов до высоких температур с точки зре-

ния энергоэффективности нецелесообразен.

Для изоляции от биосферы актинидов и

продуктов деления, присутствующих в просыпи

Математическая модель, описывающая тепло-

аварийного графита, используется их иммобилиза-

массоперенос при взаимодействии высокотем-

ция в устойчивые матричные материалы.

пературного плазменного потока с пористой по-

РАДИОХИМИЯ том 62 № 3 2020

190

ПОХИТОНОВ

верхностью облученного графита, представлена

ния, на ряд технических решений выданы патенты

в работе [38]. Модель использовалась для расчета

[43, 45].

степени извлечения металлического цезия с внеш-

Работы в данном направлении проводятся и за

ней поверхности поры графита при плазменной

рубежом [42, 47]. Напомним, что Великобритания

дезактивации. В работе показано, что на эффек-

имеет больше всех в мире облученного графита,

тивность очистки облученного графита от радио-

количество которого после закрытия всех реакто-

активных примесей существенно влияет темпера-

ров (Magnoz, AGA) составит 96 тыс. т. Великобри-

тура плазмы, газодинамический режим истечения

тания рассматривает альтернативные варианты

плазменного потока, а также качественный состав

обработки с целью перевода графита в более безо-

плазмообразующего газа. Согласно расчетам, по-

пасную категорию отходов, не требующую захоро-

ристая графитовая поверхность может быть пол-

нения в геологическом могильнике.

ностью дезактивирована от радиоцезия аргоновой

По данным работы [47], метод ВСРС показал

плазмой с температурой 2700°C и скоростью про-

возможность очистки от всех примесей на 60%.

качки газа 10 м/c за время, не превышающее 60 с.

Этот результат может быть улучшен путем по-

В литературе есть упоминание о способе очист-

вышения величины тока, изменения конструкции

ки графита путем разнотемпературной конденса-

электродов, обработкой графита, обеспечивающей

ции, основанный на различии температуры ки-

большее отношение площадь поверхности/объём.

пения углерода и радиоактивных примесей. По

Возможно изменение и состава загруженной соли.

мнению авторов работы [39], такой процесс осу-

Работы по технологии ВТСР продолжаются.

ществим при использовании низкотемпературной

Пожалуй, главным достоинством (по сравне-

плазмы, и при смешении плазмообразующего газа

нию с использованием СВС) окисления графита в

с галогенами происходит уменьшение темпера-

расплавах солей является возможность осущест-

туры конденсации примесей. По моему мнению,

вления процесса без предварительного измельче-

если сама по себе идея переконденсации графита

ния отходов и при более низкой температуре.

может в какой-то мере представлять интерес, то ее

При всех достоинствах рассмотренной техно-

техническая реализация никак не может считаться

логии я нигде не смог найти упоминаний о том,

экономически оправданной.

что делать с самим расплавом после завершения

Заканчивая краткий обзор высокотемператур-

процесса. Иными словами, проблема образования

ных методов переработки реакторного графита,

вторичных отходов (их переработки) замалчивает-

остановимся еще на одном варианте с использо-

ся. А ведь когда мы говорим о возможности того

ванием высокотемпературного расплава солей

или иного метода, необходимо рассматривать всю

[40-48]. По мнению авторов, технология высоко-

цепочку операций, и только на основе такого ана-

температурного окисления радиоактивных отхо-

лиза можно говорить о возможности реализации

дов в расплавленных солях (ВСРС) обеспечивает

принятого решения в промышленном масштабе.

существенное уменьшение их объема, повышает

По моему мнению, одним из заблуждений являет-

радиационную безопасность персонала и окружа-

ся стремление найти универсальный метод перера-

ющей среды, расширяет спектр перерабатываемых

ботки, подходящий ко всему реакторному графиту.

отходов. Образование комплексных нелетучих

Возвращаясь к выводам предыдущего раздела, на-

соединений при рабочей температуре 750-900°C

помним, что реакторный графит очень разный и

положительно влияет на уменьшение уноса ради-

использование одного метода всегда будет неоправ-

оактивных веществ в ходе процесса. Для окисле-

данно затратным.

ния графита предложено использовать расплавы

Когда ставится задача удалить примеси и снизить

щелочей, хлоридов, карбонатов или различные

категорийность, можно использовать и хорошо из-

эвтектики (например, Na₂CO₃-K₂CO₃ с добавкой

вестные методы дезактивации. В любом случае на

PbO). Результаты исследования термических про-

самом первом этапе вывода из эксплуатации тре-

цессов, протекающих при окислении реакторного

буется демонтаж кладки реактора и сортировка

графита в бинарных и тройных системах Na₂CO₃,

материала, и все эти операции будут проходить

K₂CO₃, Li₂CO₃ с использованием оксидов свинца и

в сложной радиационной обстановке. Как уже

олова, подробно рассмотрены в работе [47]. Были

отмечалось, переработка аварийного графита и

проверены различные варианты процесса сжига-

наиболее загрязненной части облученного графи-

РАДИОХИМИЯ том 62 № 3 2020

ПОИСК РЕШЕНИЯ ПРОБЛЕМЫ КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ РЕАКТОРНОГО ГР

АФИТА

191

та должна проводится именно после завершения

целью минимизации вторичных ЖРО (дезактива-

процесса фракционирования и дезактивации наи-

ционных растворов).

более проблемных участков и отсортированных

С целью сокращения объема вторичных отхо-

партий графита, не нуждающихся в дальнейшей

дов представляет интерес использование полимер-

переработке. Иными словами, дезактивация наи-

ных материалов [50-52].

менее активной части графита будет предшество-

В идеале надо искать способы, вообще не при-

вать следующему этапу - переработке и кондици-

водящие к образованию вторичных отходов. Такие

онированию аварийного графита.

предложения высказывались, но пока не получи-

Обзор методов дезактивации не входил в задачи

ли развития [52]. Примером такого подхода может

данной работы, поэтому в этой части ограничимся

быть дезактивация твердых поверхностей с исполь-

самыми общими рассуждениями и не будем пере-

зованием пленочных материалов, наносимых на по-

числять способы, которые можно использовать.

верхность, после чего пленка удаляется с поверхно-

Работы в направлении жидкостной (химической)

сти и становится твердым отходом [53].

дезактивации графита и подбора новых моющих

Использование полимерных покрытий - один

средств перспектив не имеют, и поиск каких-либо

из эффективных и малоотходных методов удале-

новых рецептур вряд ли интересен. С сожалени-

ния слабо- и средне фиксированного радиоактив-

ем отметим только, что не удалось найти примеров

ного загрязнения. Исходная пленкообразующая

использования дезактивации путем воздействия

композиция содержит в своем составе водный рас-

ультразвука на поверхность графита.

твор полимера, пластификатор, поверхностно-ак-

Интересным направлением является использо-

тивное вещество (ПАВ) и химически активные до-

вание электрохимической обработки графита с

бавки. Главными достоинствами такой технологии

целью дезактивации загрязненной поверхности.

являются отсутствие ЖРО и малые количества ТРО.

Еще в 1970-1980-х гг. работы по электрохимиче-

Вместе с тем, нет никаких доказательств целе-

ским методам разрушения графита проводились в

сообразности использования подобных технологий

Радиевом институте. Эти методы рассматривались

для дезактивации реакторного графита. Главная

как альтернативный процесс переработки брака

проблема при их использовании заключается не в

производства шаровых твэлов реактора ВТГР, рабо-

уровне остаточного загрязнения, а в трудности уда-

ты по которому интесивно проводились в то время.

ления использованного материала с поверхности.

Другой целью работ, проводившихся в тот период,

В то же время представляется достаточно ин-

было послойное разрушение шаровых твэлов с це-

тересным использование полимерных покрытий с

лью анализа продуктов деления, выделившихся из

целью снижения скорости выщелачивания тех или

микротоплива (диоксид урана, диаметр порядка

иных нуклидов с поверхности отходов графита.

0.5 мм, с покрытием TRISO (tristructural-isotropic))

Иными словами, речь идет о создании дополнитель-

после реакторных испытаний. Эксперименты про-

ного барьера для выхода радионуклидов в окружаю-

водились совместно с Курчатовским институтом, и

щую среду на стадии кондиционирования РАО.

использование электрохимического метода оказа-

Примером такого подхода является использова-

лось весьма успешным.

ние, так называемого, консерванта F [6, 54], пред-

Данные об использовании электрохимической

ставляющего собой твердеющий при нормальной

обработки графита с целью его дезактивации при-

температуре герметизирующий состав, включаю-

ведены в работе [49]. Данный метод позволил сни-

щий радиационно- и химически стойкое связую-

зить количество ⁶⁰Со в 2-10 и ¹³⁷Cs в 7-100 раз.

щее, наполнитель, отвердитель и целевые добав-

При дезактивации реакторного графита следу-

ки, обеспечивающие возможность варьирования

ет обратить главное внимание на переработку вто-

технологических параметров. По мнению авто-

ричных отходов. И новизна здесь может заключать-

ров, использование консерванта целесообразно в

ся в выборе эффективной технологии обращения

качестве дополнительного инженерного барьера,

именно с вторичными ЖРО, образующимися при

снижающего выщелачивание радионуклидов и

дезактивации. Поскольку в дезактивации нуждает-

обеспечивающего изоляцию наиболее подвиж-

ся не только графит, но и металлические конструк-

ных нуклидов (таких как тритий, цезий и др.) на

ции, надо думать, как совместить эти процессы с

период около 300 лет. Консервант F в отвержден-

РАДИОХИМИЯ том 62 № 3 2020

192

ПОХИТОНОВ

ном состоянии биологически инертен, относится к

Получение устойчивых композиций на основе

трудносгораемым и не поддерживающим горение

графита для иммобилизации РАО - не единствен-

веществам, стоек к перепадам температур и не тре-

ный возможный вариант использования реактор-

бует дополнительного разогрева при его использо-

ного графита. В литературе известны способы

вании. Основными преимуществами консерванта

получения термически расширенного графита с

F являются высокая радиационная и химическая

малым насыпным весом и высокой адсорбцион-

ной способностью. Ничто не мешает использовать

устойчивость, механическая прочность и техно-

такие сорбенты для иммобилизации ЖРО на том

логичность. Технология заливки апробирована на

же самом объекте, где проводятся мероприятия по

стендовых испытаниях по консервации реакторов

выводу из эксплуатации.

АПЛ, в работах на остановленном блоке Белояр-

ской АЭС и при испытаниях материалов - стаби-

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

лизаторов ОЯТ АМБ в пеналах транспортно-упа-

Несмотря на многочисленные исследования, на

ковочных контейнеров ТУК-84 [6].

сегодняшний день ни один из методов переработки

На мой взгляд, такой подхода представляется од-

графита не имеет доминирующего превосходства.

ним из наиболее эффективных для кондиционирова-

Окончательное решение в пользу той или иной

ния реакторного графита и перевода его в категорию

технологии должно быть сделано только после

отходов, предназначенных для приповерхностного

технико-экономического анализа каждого предла-

захоронения. Дальнейшее развитие исследований в

гаемого варианта с учетом количества вторичных

указанном направлении позволит разработать мето-

отходов и затрат на их переработку. Главная про-

ды надежной иммобилизации не только реакторно-

блема с внедрением перспективных технологий

го графита, но и других отходов разного состава.

обращения с реакторным графитом заключается

в отсутствии взвешенных технико-экономических

Другим подходом к решению проблемы (ни разу

оценок предлагаемых вариантов.

не озвученным в литературе) является поиск путей

использования реакторного графита. По мнению ав-

Нельзя забывать, что физическая форма соб-

торов [27], реакторный графит, который уже не мо-

ственно реакторного графита является самой ком-

пактной и вполне приемлемой для фиксации ¹⁴С.

жет быть использован в других областях и который

А любая переработка облученного реакторного

сам представляет радиоактивный отход, требующий

графита неизбежно приводит к росту объемов

переработки, может быть использован в качестве

РАО, изменению их агрегатного состояния, к уве-

исходного материала для получения устойчивых

личению рисков и, самое главное, к росту затрат.

композиций, предназначенных для долговременно-

Поэтому основное внимание должно уделяться

го хранения других РАО, включая трансурановые

переработке только наиболее “грязной” фракции

элементы. В этом случае отпадает необходимость

графита - аварийного графита (РАО класса 1). Ис-

отдельных операций по переработке самого облу-

пользование принципа фракционирования (сорти-

ченного графита, поскольку он используется уже в

ровки) на первой стадии вывода из эксплуатации

качестве востребованного материала на том же са-

позволит выделить наиболее “грязные” фракции

мом объекте, где и проводятся мероприятия по вы-

графита и, таким образом, облегчить во много раз

воду из эксплуатации.

нагрузку на оборудование, предназначенное для

Иными словами, предлагается рассмотреть

переработки менее активной части, которая после

концепцию, позволяющую одновременно решать

дезактивации может быть направлена в припо-

сразу две актуальные задачи: во-первых, перера-

верхностное хранилище или захоронена «на ме-

батывать накопленные РАО путем иммобилизации

сте». С другой стороны, необходим анализ вариан-

(изоляции) в устойчивые матрицы, и во-вторых,

тов - стоит ли перерабатывать “грязную” фракцию

использовать облученный графит без переработки

или дешевле сразу захоронить в ПГЗРО без пере-

на том же самом объекте, где проводятся меропри-

работки.

ятия по выводу реакторных установок из эксплуата-

Тезис о необходимости переработки графита

ции. Использование такого подхода позволяет по-

только с целью извлечения ¹⁴С и ³⁶Сl никем не обо-

лучить ощутимый экономический эффект за счет

снован, и даже в случае непредвидимых ситуаций

снижения затрат на контейнеризацию и строитель-

при приповерхностном хранении реакторного гра-

ство новых хранилищ.

фита выход ¹⁴С и ³⁶Cl не может внести существен-

РАДИОХИМИЯ том 62 № 3 2020

ПОИСК РЕШЕНИЯ ПРОБЛЕМЫ КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ РЕАКТОРНОГО ГР

АФИТА

193

ных диспропорций по сравнению с их содержа-

2. Progress in Radioactive Graphite Waste Management:

нием в биосфере. Повторим, что любые операции

IAEA-TECDOC-1647. Vienna: IAEA, 2010. 41 p.

3. Wickham A.J., Drace Z. Treatment of irradiated graphite

по переработке графита приведут к увеличению

to meet acceptance criteria for waste disposal: A new

общего объема отходов и потребуют дополнитель-

IAEA Collaborative Research Program // WM’2012

ных расходов. По моему мнению, переработка

Conf. Phoenix, Arizona (USA), Febr. 26-March 1,

всей массы графита представляется нецелесоо-

2012.

бразной и никогда не будет реализована.

4. Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Петрова Е.В., Зуба-

рев В.Н., Алеева Т.Б., Гирке Н.А. Радиоактивный ре-

Поэтому представляется вполне логичным мак-

акторный графит: Монография. М.: НИЯУ МИФИ,

симально отказаться от переработки и пойти по

2015. 148 с.

пути захоронения именно «на месте». Тем более

5. Processing of Irradiated Graphite to Meet Acceptance

что в нашей стране такой подход уже был успешно

Criteria for Waste Disposal: IAEA-TECDOC-1790.

продемонстрирован (вывод из эксплуатации ПУГРа

Vienna: IAEA, 2016.

в Северске). Похожее мнение высказывают и

6. Туктаров М.А., Андреева Л.А., Роменков А.А. Кон-

многие зарубежные специалисты, предлагая про-

диционирование реакторного графита выводимых

из эксплуатации уран-графитовых реакторов для

водить приповерхностное захоронение отрабо-

целей захоронения. http://www.atomic-energy.ru/

тавшего графита после его кондиционирования в

articles/2016/06/08/66585

герметической оболочке. Сделанные к настояще-

7. Енговатов И.А., Машкович В.П., Орлов Ю.В.,

му времени оценки показали, что такой вариант

Пологих Б.Г., Хлопкин Н.С., Цыпин С.Г. Радиаци-

вывода из эксплуатации требует гораздо меньших

онная безопасность при выводе из эксплуатации

трудозатрат по сравнению с вариантом «ликвидация».

реакторных установок гражданского и военного

назначения. М.: МИФИ, 1999.

Главная проблема реакторного графита - не

8. Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Зубарев В.Н.,

выбор технологии, а нормативно-правовая база.

Качановский А.Е., Прошин И.М., Петрова Е.В.,

Целый ряд нормативных требований никак не под-

Алеева Т.Б., Дмитриев А.М., Захарова Е.М., Уша-

твержден серьезными исследованиями и технико-

ков С.И., Баранов И.И., Кабанов Ю.И., Колобо-

экономическими расчетами и поэтому нуждается

ва Э.Н., Николаев А.Г. // Атом. энергия. 2000. Т. 89,

в пересмотре. Отметим, что сказанное выше (идея

№ 2. С. 139.

пересмотра отдельных норм) не противоречит ни

9. Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Зубарев В.Н.,

Качановский А.Е., Прошин И.М., Петрова Е.В.,

нашим законам, ни требованиям МАГАТЭ. И в то

Алеева Т.Б., Дмитриев А.М., Захарова Е.М., Уша-

же время - почему тогда нельзя поступиться от-

ков С.И., Баранов И.И., Кабанов Ю.И., Колобо-

дельной нормой, но дополнить систему в целом

ва Э.Н., Николаев А.Г. // Атом. энергия. 2002. Т. 92,

дополнительным барьером безопасности?

№ 4. С. 298.

На самом деле проблема шире - надо постоян-

10. Бушуев А.В., Зубарев В.Н., Кожин А.Ф. Алеева

Т.Б., Петрова Е.В., Глаговский Э.М., Руденко В.С.,

но искать некий консенсус между технологиями

Гирке Н.А. // Атом. энергия. 2012. Т. 112, № 1. C. 51.

(доступными и дешевыми) и требованиям к ко-

11. Петров Б.Ф., Похитонов Ю.А. // Радиохимия. 2020.

нечным формам отходов с учетом возможности

Т. 62, № 1. С. 87.

использования эффективных дополнительных ба-

12. Payne L., Heard P.J., Scott T.B. // WM’2015 Conf.

рьеров в местах их окончательной изоляции. Обо-

Phoenix, Arizona (USA), March 15-19, 2015. Paper

снованный подход к пересмотру норм по содержа-

15076.

нию отдельных примесей РАВ позволит большую

13. Heard P.J., Payne L., Wootton M.R., Flewitt P.E.J. // J.

Nucl. Mater. 2014. Vol. 445, N 1-3. P. 91.

часть отходов помещать в приповерхностные хра-

14. Беспала Е.В., Павлюк А.О., Загуменнов В.С., Котля-

нилища.

ревский С.Г. // Известия вузов. Ядерная энергетика.

КОНФЛИКТ ИНТЕРЕСОВ

2017. № 4. С. 116.

15. Гирке Н.А., Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Петрова Е.В.,

Авторы заявляют об отсутствии конфликта

Алеева Т.Б., Зубарев В.Н., Портнов А.А. // Ядерная

интересов.

физика и инжиниринг. 2012. Т. 3, № 3 С. 203.

16. Цыганов А.А., Хвостов В.И., Комаров Е.А.,

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Котляревский С.Г., Павлюк А.О., Шаманин И.В.,

1. Characterization, Treatment and Conditioning of

Нестеров В.Н. // Изв. Томского политехн. ун-та.

Radioactive Graphite from Decommissioning of

2007. Т. 310, № 2. С. 94.

Nuclear Reactors: IAEA-TECDOC-1521. Vienna:

17. Буланенко В.И., Фролов В.В. // Атом. энергия. 1995.

IAEA, 2006. 71 p.

Т. 78, № 6. С. 496.

РАДИОХИМИЯ том 62 № 3 2020

194

ПОХИТОНОВ

18. Внуков В.С., Сичкарук О.В., Чкуасели Л.И. // Атом.

Ширяевский В.Л, Артёмов А.В. // Рос. хим. журн.

энергия. 2000. Т. 88, № 5. С. 362.

2012. Т. LVI, № 5-6. С 65.

19. Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Зубарев В.Н., Алеева Т.Б.,

37. Беспала Е.В., Павлюк А.О., Ушаков И.А. // XXI Меж-

Петрова Е.В., Глаговский Э.М., Руденко В.С.,

дунар. научная конф. «Современные техника и тех-

Гирке Н.А. // Атом. энергия. 2014. Т. 117, № 3. С. 156.

нологии». Секция 5: Физические методы в науке и

20. Dubourg M. // Nucl. Eng. Des. 1995. Vol. 154, N 2.

технике. 2015. С. 110.

P. 47.

38. Беспала Е.В., Новоселов И.Ю., Ушаков И.А., Мака-

21. Mason J.B., Bradbury D. // IAEA Technical Committee

ревич С.В. // Экологическая, промышленная и энер-

Meet. on Nuclear Graphite Disposal. Oct. 18-20, 1999.

гетическая безопасность - 2017. С. 184.

22. Бушуев А.В., Алеева Т.Б., Петрова Е.В. // Атом. энер-

39. Макаревич С.В., Беспала Е.В., Новоселов И.Ю. //

гия. 2003. Т. 94, № 2. С. 130.

Материалы III Междунар. научной конф. молодых

23. Павлюк А.С., Котляревский С.Г., Беспала Е.В.,

ученых, аспирантов и студентов, г. Томск, 19-

Беспала Е.В, Волкова А.Г., Захарова Е.В. //

23 сентября 2016 г. Томск: Изд-во ТПУ, 2016. С. 53.

Изв. Томского политехн. ун-та. Инжиниринг гео-

40. Карлина О.К., Климов В.Л., Павлова Г.Ю. // Атом.

ресурсов. 2017. Т. 328, № 8. С. 24.

энергия. 2003. Т. 94, № 6. С. 457.

24. Brown T., Poncet B. // WM’2013 Conf. Phoenix,

41. Роменков А.А., Туктаров М.А., Пышкин В.П. // Без-

Arizona (USA), Febr. 24-28, 2013. Paper 13424.

опасность окружающей среды. 2006. № 3. С. 5065.

25. Беспала Е.В., Павлюк А.О., Изместьев А.М., Котля-

42. Yang H.-C., Eun H.-C., Lee D.-G. // J. Nucl. Sci.

ревский С.Г., Михайлец А.М. Патент RU 2 580 818 //

Technol. 2005. Vol. 42, № 10. P. 869.

Б.И. 2016. № 10.

43. Роменков А.А., Туктаров М.А., Синельников Л.П.

26. Юрченко А.Ю., Туктаров М.А., Роменков А.А.

Менькин Л.И. Патент RU 2328786. Опубл.

Патент RU 2546981 // Б.И. 2016. № 10.

10.07.2008.

27. Pokhitonov Y., Kirshin M. // WM’2017 Conf. Phoenix,

44. Карлина О.К., Климов В.Л., Павлова Г.Ю. // Атом.

Arizona (USA), March 5-9, 2017.

энергия. 2006. Т. 101, № 5. С. 372.

28. Похитонов Ю.А., Киршин М.Ю. Патент RU 2624270 //

45. Роменков А.А., Туктаров М.А. Патент RU 2390862.

Б.И. 2017. № 19.

46. Карлина О.К., Дмитриев С.А., Павлова Г.Ю. // Тез.

29. Мержанов А.Г. Самораспространяющийся высо-

докл. XVII Междунар. конф. по химической термо-

котемпературный синтез: Двадцать лет поисков и

динамике в России. Казань: Казан. ун-т, 2009. С. 215.

находок. Черноголовка: ИСМАН, 1989, 91 с.

47. Пешков А.В. Дис. … к.т.н. Екатеринбург, 2016. 136 с.

30. Коновалов Э.Е., Наумов В.С., Ластов А.И. // Изв.

48. Grebennikova T., Sharrad C.A., Jone A.N. // Proc.

вузов. Ядерная энергетика 2014. № 4. С. 82.

VM’2017 Conference, March 5-9, 2017, Phoenix,

31. Коновалов Э.Е., Ластов А.И., Нерозин Н.А. // Изв.

Arizona, USA. Paper 17447.

вузов. Ядерн. энергетика. 2015. № 1. С. 111.

49. Павлюк А.О., Беспала Е.В., Котляревский С.Г., Вол-

32. Роменков А.А., Ярмоленко О.А., Сударева Н.А.,

кова А.Г., Захарова Е.В. // Изв. Томского политехн.

Суховский Е.В. Патент RU 2065220 C1. Опубл.

ун-та. Инжиниринг георесурсов. 2018. Т. 329, № 12.

10.12.2001

С. 30.

33. Дмитриев С.А., Карлина О.К., Климов В.Л., Павло-

50. Похитонов Ю.А., Кэлли Д. Патент RU 2518501 //

ва Г.Ю., Юрченко А.Ю. Патент RU 2242814. Опубл.

Б.И. 2014. № 16.

20.12.2004.

51. Похитонов Ю.А, Чугунов А.С., Ю Белозуб А.Н., Кэл-

34. Мержанов А.Г., Боровинская И.П., Махонин Н.С.,

ли Д. Патент RU 2015150186 // Б.И. 2017. № 15.

Закоржевский В.В., Коновалов Э.Е., Лисица Ф.Д.,

52. Белозуб А.Н., Похитонов Ю.А. // IX Рос. конф. с меж-

Старков О.В., Мышковский М.П. Патент RU

дунар. участием «Радиохимия 2018»: Сб. тезисов.

2065220 // Б.И. 1996. № 22.

СПб., 17-21 сентября 2018 г. С. 359.

35. Павлюк А.О., Изместьев А.М., Беспала Е.В.,

53. Зимон А.Д., Пикалов В.К. Дезактивация. М.: ИздАТ,

Котляревский С.Г., Михайлец А.М. Патент RU

1994. 336 с.

250018 // Б.И. 2016. № 10.

54. Александров В.П., Завьялова И.М. и Сударева Н.А.

36. Бобраков А.Н., Кудринский А.А., Переславцев А.В.,

Патент RU2167174. // Б.И. 2001 № 11.

РАДИОХИМИЯ том 62 № 3 2020