РАДИОХИМИЯ, 2022, том 64, № 6, с. 583-590

УДК 629.039.58

ТЕХНИЧЕСКОЕ И МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ

ИССЛЕДОВАНИЙ РАДИОАКТИВНЫХ

ГРАФИТСОДЕРЖАЩИХ ПУЛЬП

В ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ЕМКОСТЯХ

В. А. Кузов^а, О. М. Шевченко^а, Е. В. Захарова^б, А. Г. Волкова^б

^а Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов,

636000, Северск Томской обл., Автодорога, д. 13

^б Институт физической химии и электрохимии имени А. Н. Фрумкина РАН,

119071, Москва, Ленинский пр., д. 31, к. 4

*e-mail: seversknet@rambler.ru

Поступила в редакцию 01.04.2022, после доработки 07.10.2022, принята к публикации 10.10.2022

Статья отражает проблему графитсодержащих пульп, накопившихся в виде отложений в

технологических системах в процессе эксплуатации уран-графитовых реакторов. Представлены

технические и методические подходы к выполнению работ по обследованию емкостей, позволившие

выполнить дистанционно отбор высокоактивных образцов графитсодержащих пульп из закрытых

емкостей, расположенных в радиационно-опасных помещениях, и оценить объем, толщину слоя и

профиль поверхности отложений. Описаны методики, в том числе радиохимические, примененные

в ходе исследований, для определения радионуклидного состава, уровней активности, количеств

твердой и жидкой фаз, влагосодержания и потери массы при прокаливании отложений. Для прогноза

поведения радионуклидов, сорбированных на осадках, методом селективной десорбции определяли

водорастворимую, ионообменную, малоподвижную, прочносвязанную, прочнофиксированную

формы нахождения радионуклидов в пробах графитсодержащих пульп. Полученные результаты

были использованы для оценки ядерной и радиационной безопасности, а также для разработки

технологических способов обращения с графитсодержащими пульпами в процессе вывода из

эксплуатации емкостей. Опробованные подходы обследования и лабораторного анализа отложений

могут быть использованы при обследовании других подобных емкостей, содержащие высокоактивные

отложения.

Ключевые слова: графитсодержащие пульпы, облученный графит, радиационное обследование, вывод

из эксплуатации, отложения.

DOI: 10.31857/S0033831122060120, EDN: MGTFPB

ВВЕДЕНИЕ

уран-графитовых реакторов и сменных графитовых

деталей (втулок, колец и вытеснителей), находя-

В настоящее время активно ведутся исследо-

щихся в контейнерах или временных хранилищах.

вания, обусловленные необходимостью создания

Наведенная активность облученного графита опре-

системы обращения с облученным графитом как

деляется в основном ¹⁴С, ³⁶Cl, ³Н и ⁶⁰Со. При этом

в России [1], так в других странах [2]. В мире на-

~95% активности облученного графита составляет

коплено приблизительно 250 000 т облученного

¹⁴С. Содержание ¹⁴С в облученном графите может

графита [3], в том числе в Российской федерации -

достигать ~10⁹ Бк/кг [1], что в 10⁶ раз больше его

60 000 т. Основная часть облученного графита на-

доли в естественном углероде. Радионуклид ¹⁴С

ходится в виде графитовых блоков в составе кладок

(период полураспада 5730 лет) способен встраи-

583

584

ПАВЛЮК и др.

личие от других типов РАО (графитовых блоков и

втулок) [4-6], что затрудняет принятие решений по

обращению с ними.

ОБЪЕКТ ОБСЛЕДОВАНИЯ

И ВИДЫ ИССЛЕДОВАНИЙ

Рис. 1. Фотографии емкостей с графитсодержащими

пульпами.

В настоящей работе объектом обследования

ваться в биологические цепочки, попадая с водой

являлись графитсодержащие пульпы, находящие-

в растения, что в конечном итоге может привести к

ся в технологических емкостях, которые являются

внутреннему облучению населения. Радионуклиды

частью технологической схемы сбора РАО и обра-

¹⁴С, ³⁶Cl, ³Н практически не сорбируются в породах

зуются при выполнении восстановительных опе-

и способны к миграции.

раций в объеме графитовых кладок УГР. Емкости

Помимо графитовых блоков и втулок в перечень

представляют собой горизонтально ориентирован-

графитовых и графитсодержащих РАО остановлен-

ные баки цилиндрической формы типа «цистерна»,

ных УГР типа АМБ и ПУГР входит облученный

расположенные в отдельных помещениях (рис. 1).

графит в виде графитсодержащих пульп в различ-

Фотоизображения содержимого емкостей пред-

ных технологических системах, емкостях, шахтах,

ставлены на рис. 2.

расположенных в зданиях реакторов. Причинами

Для разработки технологических операций и

образования подобного типа РАО являлись работы

способов обращения с пульпами в процессе выво-

по удалению графитовой крошки при восстановле-

нии ячеек реакторов в ходе эксплуатации. Поэтому

да из эксплуатации УГР были обследованы емкости

РАО в виде пульп в таких емкостях, помимо ради-

на предмет дозовых характеристик и количества

онуклидов активационного происхождения, ха-

содержащихся отложений. Исследованы некоторые

рактерных для облученного графита, как правило,

характеристики содержащихся пульп. В ходе ис-

содержат значительные количества радионуклидов

следований определяли радионуклидный состав и

«топливного» происхождения (продуктов деления и

удельную активность, доли твердой и жидкой фаз

актинидов).

отложений, дисперсный состав твердого осадка,

Таким образом, в общем случае отложения в тех-

влагосодержание, потерю массы при прокаливании,

нологических емкостях реакторных установок типа

характеристики селективной десорбции радиону-

АМБ и ПУГР на момент окончания эксплуатации

клидов.

реактора представляют собой сложную многоком-

понентную пульпу, характеризующуюся сложным и

широким перечнем содержащихся радионуклидов

и достаточно высокими уровнями их активности. В

ее состав помимо осадочных водных взвесей могут

входить:

- облученный графит;

- фрагменты конструкционных материалов ак-

тивной зоны и продуктов их коррозии;

- продукты коррозии водных коммуникаций ре-

актора и самих емкостей;

- фрагменты топливной композиции и продук-

тов их коррозии.

Информация по характеристикам таких графит-

Рис. 2. Фотоизображения отложений в емкостях.

содержащих пульп практически отсутствует в от-

РАДИОХИМИЯ том 64 № 6 2022

ТЕХНИЧЕСКОЕ И МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ИССЛЕДОВАНИЙ

585

(а)

(б)

(в)

Рис. 3. Отбор проб донных отложений из емкостей: заведение пробоотборника в емкость через верхние перекрытия (а);

погружение пробоотборника в слой донных отложений (б); шнековая насадка устройства после отбора проб и извлечения (в).

ТЕХНИЧЕСКИЕ ПОДХОДЫ К

лась задача отбора проб из закрытых металлических

ОБСЛЕДОВАНИЮ ЕМКОСТЕЙ

емкостей (рис. 1), расположенных в небольших по-

С РАДИОАКТИВНЫМИ ПУЛЬПАМИ

мещениях, содержащих различные коммуникаци-

онные системы и характеризующихся высокими

В ходе обследования емкостей и их содержимо-

дозовыми характеристиками. Мощность эквива-

го (рис. 1, 2) были применены подходы и техниче-

лентной дозы γ-излучения от технологических ем-

ское обеспечение, хорошо зарекомендовавшие себя

костей достигала в некоторых точках до 80 мЗв/ч.

при обследовании транспортно-технологических

Соответственно, разрешенное время работы персо-

емкостей и их донных отложений площадок № 2

нала в таких условиях не могло превышать 1 мин,

и 11 ОДЦ УГР: бассейнов выдержки топлива, тех-

что недостаточно для выполнения работ по обсле-

нологических шахт, резервуаров-отстойников про-

дованию и отбору проб.

мышленной канализации. В общем случае обследо-

Решить проблему позволило обеспечение досту-

вание включало:

па к емкостям через верхние бетонные перекрытия

- визуальный осмотр профиля залегания донных

помещений. Непосредственно над люками были

отложений на площади залегания;

предварительно выбурены проходки переходным

- измерение толщины слоя донных отложений

диаметром 0.1-0.4 м и глубиной ~1.2 м. Выбурива-

по площади залегания;

ние выполняли с применением буровой установки

- определение объема донных отложений;

алмазного бурения HILTI. Через проходку дистан-

ционно открывался верхний люк, что позволило:

- отбор проб;

- получить доступ к содержимому емкостей;

- определение влагосодержания и потери массы

при прокаливании в пробах, определение общей

- провести осмотр профиля залегания отложе-

массы отложений во «влажном» и «сухом» состо-

ний при помощи дистанционного визуально-смо-

янии;

трового оборудования;

- определение радионуклидного состава и удель-

- измерить толщину слоя жидкой фазы и донных

ной активности радионуклидов в пробах;

отложений с помощью щупов;

- статистическую обработку результатов с це-

- провести отбор проб жидкой фазы и донных

лью определения средней удельной, максимальной

отложений.

удельной активности радионуклидов, а также пол-

Отбор проб был проведен при помощи приспо-

ной активности радионуклидов во всей массе отло-

собления (рис. 3), разработанного и многократно

жений;

использованного в ОДЦ УГР и предназначенного

- выполнение других видов исследований.

для отбора проб пульпы из технологических емко-

В ходе настоящей работы основным фактором,

стей, шахт, пеналов и других протяженных систем

усложняющим решение задач обследования, явля-

с верхним доступом. Устройство было снабжено

РАДИОХИМИЯ том 64 № 6 2022

586

ПАВЛЮК и др.

~90°С в течение суток. Потерю массы при прокали-

вании определяли в соответствии с ГОСТ 26449.4

[8] при температуре 800°С.

Результаты показали высокую степень неодно-

родности проб по данным параметрам. Влагосодер-

жание в пробах, отобранных из разных емкостей,

колебалось от 3 до 33%, а потери при прокаливании

№1

составили от 0.9 до 12.3%. При этом какой-либо

№2 и №3

корреляции влагосодержания и потерь при прока-

Рис. 4. Точки отбора жидкой и пульпообразной фракций

ливании с пространственным расположением проб

из емкости: № 1 - жидкая фаза; № 2 и 3 - пульпообразные

(в том числе по толщине слоя) не прослеживалось.

отложения.

Таким образом, вариация данных параметров по

сменными головками, одна из которых предназна-

объему емкостей составляла практически один по-

чена для отбора жидкой фазы с заданной глубины.

рядок, что связано, вероятно, со сложной историей

Вторая была предназначена для отбора непосред-

и особенностями эксплуатации емкостей, сформи-

ственно из слоя отложений. Благодаря пробоотбор-

ровавшими сложную пространственную картину

ной головке шнекового типа приспособление по-

распределения составляющих компонентов пульпы

зволяет осуществлять послойный отбор нескольких

(органической составляющей, графита, воды).

проб за один заход с толщины слоя до 0.5 м с шагом

Оптические исследования микроструктуры

~50 мм.

Для обследуемых емкостей схема послойного

Для более детального анализа образцы, отобран-

пробоотбора жидкой фазы и отложений определя-

ные по толщине отложений, исследовали с приме-

лась геометрией (толщиной слоев) залегания. Тол-

нением оптического микроскопа Olympus BX51.

щина слоя жидкой фракции составляла ~5 см, пуль-

Изображения образцов твердой фазы сделаны в от-

пообразной ~30 см. Схема мест отбора проб в точке

раженном свете и представлены на рис. 5.

пробоотбора показана на рис. 4.

Препараты для исследования готовили в виде

суспензии исходных образцов в этаноле. Первую

МЕТОДЫ И РЕЗУЛЬТАТЫ ЛАБОРАТОРНЫХ

серию образцов (недиспергированные образцы)

ИССЛЕДОВАНИЙ ПРОБ ПУЛЬПЫ

после взбалтывания отбирали из образующегося

Определение влагосодержания и потерь массы

при прокаливании

Для разработки возможных способов обраще-

ния, включающих переработку и/или кондициони-

рование, величина влагосодержания является важ-

ным параметром. Влагосодержание в пробах опре-

деляли с целью нормировки других характеристик

проб (активность, химический состав, процентное

содержание составляющих компонентов) на «су-

хую» массу, а также для оценки массогабаритных

характеристик всего объема РАО во «влажном» и

«сухом» состоянии. При этом важное значение име-

ла величина потерь при прокаливании, которая кос-

венно характеризует долю органической составля-

ющей, графита и других фракций в пульпах.

Рис.

Изображение образцов твердой фазы

Влагосодержание определяли методом просу-

(недиспергированный)

при разных

масштабах

шивания проб в сушильном шкафу при температуре

увеличения.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 6 2022

ТЕХНИЧЕСКОЕ И МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ИССЛЕДОВАНИЙ

587

донного осадка. Вторую серию образцов (диспер-

NaNO₂ для перевода хлора в хлорид и приливали

гированные образцы) выдерживали в течение 1 ч в

HNO₃ при перемешивании, доводя pH до 2 для уда-

ультразвуковой ванне, а затем после взбалтывания

ления CO₂. В полученном растворе определяли ³⁶Cl

и образования донного осадка отбирали из верхней

по методике «Измерение объемной активности ³⁶Cl

части суспензии. В обоих случаях каплю суспензии

в пробах водной среды с применением радиометра

пипеткой переносили на предметное стекло и вы-

«Tri-Carb 3180 TR/SL», МВИ 7.5.8-15.

сушивали.

Раствор, полученный после полного растворе-

Как было определено, в образцах из некоторых

ния твердой фазы, упаривали досуха, добавляли

азотную кислоту и снова упаривали для разрушения

емкостей присутствует довольно большое количе-

органики. Полученный сухой остаток направляли

ство частиц, окрашенных в желто-коричневые тона,

на измерение γ-излучающих радионуклидов, кото-

которые, вероятно, являются водными оксидами

рое выполняли в соответствии с методикой измере-

железа (продуктами коррозии). Они придавали

ний активности счетных образцов на γ-спектроме-

одному из образцов более светлый желтовато-ко-

трах ЛРК ИФХЭ РАН МВИ 15.1.6(5)-10. Затем его

ричневый оттенок. Образцы из разных емкостей

растворяли в 3 М HNO₃. Часть раствора направляли

отличались по цветовому оттенку в зависимости от

на определение ⁹⁰Sr, вторую - на определение акти-

количества частиц гидроксидов железа. Минималь-

нидов.

ный размер индивидуальных частиц был меньше

Стронций определяли по методике «Измерение

1 мкм (сотни, а возможно, и десятки нм). При этом

активности ⁹⁰Sr в пробах окружающей среды с при-

частицы имели выраженную склонность к агреги-

менением жидкосцинтилляционных радиометров»,

рованию, вследствие чего даже после диспергиро-

МВИ 1.4.3-15, согласно которой раствор упарива-

вания и интенсивного перемешивания быстро осе-

ли и доводили объем дистиллированной водой до

дали на дно в виде рыхлого осадка. Доля частиц и

10 мл. Постепенно (по каплям) к этому раствору

агрегатов, остающихся во взвешенном состоянии, в

добавляли аммиак (1 : 5) до рН 7-8. Осадок отста-

обоих случаях оказалась незначительной.

ивали в течение 15 мин, затем отфильтровывали на

Как показал анализ изображений образцов, раз-

бумажном фильтре «синяя лента», несколько раз

мер частиц изменялся в широком диапазоне. Так, до

ополаскивали стакан и промывали на фильтре оса-

и после диспергирования были обнаружены круп-

док дистиллированной водой. Фиксировали время

ные и мелкие частицы, распределение которых раз-

отделения осадка от раствора, при этом ⁹⁰Sr оста-

личалось.

вался в растворе. Осадок гидроксида иттрия (⁹⁰Y)

переносили в стакан объемом 200 мл и растворяли

Исследование содержания актинидов,

в азотной кислоте (1 : 5), фильтр также промыва-

γ-излучающих и β-излучающих радионуклидов

ли раствором HNO₃. Вновь повторяли осаждение

в пробах пульпы

аммиаком. Фильтраты объединяли, подкисляли

Пробы анализировали на содержание радиону-

1-2 мл концентрированной HNO₃ и упаривали до

клидов с применением различных методов. Пробо-

объема около 15 мл. Полученный раствор ⁹⁰Sr яв-

подготовка для проведения спектрометрического

ляется материалом для приготовления счетных об-

анализа всего списка содержащихся радионуклидов

разцов (СОБ). Образцы измеряли на ЖС спектро-

описана ниже.

метре TRI-CARB 3170 TR/SL фирмы Perkin Elmer,

Высушенную навеску образцов помещали в

полученные спектры обрабатывались с помощью

трехгорлую колбу, соединенную с системой пере-

программного комплекса RadSpectraDec.

гонки, и растворяли полностью в смеси концен-

Вторую часть раствора использовали для опре-

трированных кислот (H₂SO₄, HNO₃ и HClO₄) при

деления актинидов по методике «Радиохимическое

температуре 150-200°С в течение 1.5-2.0 ч. Через

выделение тория, урана, нептуния, плутония, аме-

раствор медленно пропускали азот. В процессе

риция и кюрия из проб окружающей среды с приго-

растворения газообразный хлор (³⁶Cl) отгонялся

товлением счетных образцов для альфа-спектроме-

и поглощался водой и щелочью (0.4 М). Растворы

трии», МП 7.3.11-15. Согласно методике, раствор

из промывных флаконов объединяли, добавляли

пропускали через экстракционно-хроматографиче-

РАДИОХИМИЯ том 64 № 6 2022

588

ПАВЛЮК и др.

скую колонку с последующим селективным элюи-

тивной десорбции [7]. Сущность метода заключа-

рованием и электролитическим осаждением. Изме-

лась в последовательной десорбции с твердой фазы

рения проводили на низкофоновом α-спектрометре

растворами различного состава радионуклидов,

трехкамерного α-спектрометра ALPHA-ARIA фир-

находящихся в различных формах. Необходимо

ма AMETEK (ORTEC, США) с детекторами боль-

отметить, что составы десорбирующих растворов

шой площади - 900 мм².

и последовательность их использования определя-

Радионуклид ¹⁴C выделяли из образцов твердой

лась свойствами твердой фазы, с которой проводит-

фазы при сжигании в течение 3 ч в расплаве при

ся десорбция. С учетом этого были использованы

температуре 700°С в присутствии окислителей. В

в указанной последовательности следующие типы

качестве окислителей использовали смесь CuO и

десорбирующих растворов:

V₂O₅. В процессе разложения углерод окислялся до

стадия 1 - дистиллированная вода (водораство-

углекислого газа, который улавливался в ловушке,

римая форма);

заполненной твердым NaOH. Содержимое ловушки

стадия 2 - раствор ацетата аммония (обменная

переводили в жидкую фазу и направляли на опре-

форма);

деления

¹⁴С жидкосцинтилляционным методом.

стадия 3 - азотнокислый раствор, содержащий

Аликвоты смешивали со сцинтилляционным кок-

перекись водорода (форма, связанная с органиче-

тейлем марки Ultima Gold AB, измеряли на ЖС

ским веществом твердой фазы);

спектрометре Tri-Carb 3180 TR/SL фирмы Perkin

стадия 4 - раствор 1 М HCl (форма, связанная

Elmer, полученные спектры обрабатывали с помо-

щью программного комплекса RadSpectraDec.

по механизму поверхностного комплексообразова-

ния);

Результаты лабораторных анализов показали

стадия 5- раствор 7.5 М HNO₃ (прочнофиксиро-

совместное присутствие ³⁶Cl и ¹⁴C в количествах,

ванная форма).

позволяющих сделать однозначный вывод о на-

личии в пульпах облученного графита. Удельная

Десорбция радионуклидов за две первые стадии

активность ³⁶Cl в отложениях достигала 1 × 10², а

(водорастворимая и обменная формы) определила

¹⁴C - 1 × 10⁴ Бк/г.

долю радионуклидов, находящихся в подвижной

Как отмечалось выше, характерной чертой дан-

форме. В условно подвижной форме находились

ного вида пульп являлось значительное содержа-

радионуклиды, извлекаемые на 3-й стадии десор-

ние радионуклидов «топливного» происхождения.

бции. В прочнофиксированной форме находились

Во всех пробах отложений, а также в пробах жид-

радионуклиды, десорбируемые на 4-й и 5-й ста-

кой фазы были идентифицированы изотопы U, Pu,

дии. В общем случае можно считать, что доля ра-

Am, Сm, ¹³⁷Cs,⁹⁰Sr, ¹⁵⁴Eu. По величине усреднен-

дионуклидов, суммарно извлеченная за 3-ю, 4-ю и

ного по пробам содержания отдельных актинидов

5-ю стадии, находилась в исследуемом образце в

исследованные пульпы были отнесены к высокоак-

малоподвижной форме, так как для ее десорбции

тивным отходам (>10⁵ Бк/г).

использовались кислые растворы.

В результате исследований определено, что по

Результаты определения форм нахождения ради-

содержанию радионуклидов (как активационного,

онуклидов методом селективной десорбции в про-

так и «топливного» происхождения исследованные

бах графитосодержащих пульп представлены на

пульпы имели достаточно высокую степень неод-

рис. 6.

нородности. Ширина диапазона вариации содержа-

Как видно из рис. 6, доля сорбированных радио-

ния радионуклидов одного типа от пробы к пробе

нуклидов, находящихся в водорастворимой форме,

составляла 1-2 порядка.

не превысила 3.2% (стадия 1). Около 40% Am, Eu и

Исследования форм содержания радионуклидов

Sr находилось в исследованном образце в обменной

методом селективной десорбции

форме (подвижной). Для Cm - химического аналога

Для прогноза поведения радионуклидов, сорби-

америция - доля его в обменной форме составила

рованных на осадках, использовали метод селек-

13%, что свидетельствовало о возможно разных

РАДИОХИМИЯ том 64 № 6 2022

ТЕХНИЧЕСКОЕ И МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ИССЛЕДОВАНИЙ

589

Рис. 6 Результаты определения форм нахождения актинидов (а), продуктов деления и ⁶⁰Cо (б) методом селективной

десорбции в пробах графитсодержащих пульп. Формы: 1 - водорастворимая, 2 - ионообменная, 3 - малоподвижная, 4 -

прочносвязанная, 5 - прочнофиксированная.

формах происхождения этих радионуклидов в ис-

Результаты оптических исследований микро-

ходном образце. Важным фактом являлось присут-

структуры, определения содержания радионукли-

ствие в малоподвижной форме (сумма стадий 3, 4

дов, влагосодержания, потери массы при прокали-

и 5) свыше 90% изотопов плутония и цезия; 80% -

вании показали существенные диапазоны вариации

кюрия.

характеристик пульп из емкостей. Данный факт

свидетельствует о высокой степени неоднородно-

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

сти масс исследованных отложений и объясняется

индивидуальными хронологическими особенно-

В рамках настоящей работы был представлен

стями процесса формирования объемного распре-

успешный опыт применения технических и мето-

деления состава и характеристик отложений и про-

дических подходов, зарекомендовавших себя ранее

исхождением содержимого в каждой емкости.

при проведении обследования транспортно-техно-

Уровни активности отдельных радионуклидов

логических емкостей ОДЦ УГР

(главным образом, актинидов) и достаточно высо-

кая их доля, находящаяся в водорастворимой и об-

Выполнение работ было осложнено следующи-

менной (подвижной формах), свидетельствуют о

ми факторами:

необходимости переработки данных пульп для обе-

- сложная компоновка и конструкция самих ем-

спечения их безопасного захоронения.

костей;

Разработанные и опробованные подходы к ис-

- расположение емкостей в затесненных услови-

следованиям характеристик отложений могут быть

ях;

использованы при обследовании других подобных

- мощные радиационные поля, исключающие

емкостей, оценки ядерной и радиационной безопас-

непосредственный доступ к емкостям и их содер-

ности радиоактивных графитсодержащих пульп, а

жимому персонала.

также для разработки технологических способов

Разработанное и примененное техническое ре-

обращения с ними в процессе вывода из эксплуата-

шение по организации доступа к емкости через про-

ции. Несмотря на то, что на данном этапе исследо-

ходку в верхнем перекрытии помещения располо-

ваний было опробовано значительное число мето-

жения емкостей позволило эффективно применить

дов анализа высокоактивных образцов, необходимо

хорошо отработанную последовательность обсле-

продолжить расширять спектр применения методов

дования, техническое обеспечение и приемы.

(химический анализ и др.).

РАДИОХИМИЯ том 64 № 6 2022

590

ПАВЛЮК и др.

КОНФЛИКТ ИНТЕРЕСОВ

Progress in Radioactive Graphite Waste Management:

IAEA-TECDOC-1647. Vienna: IAEA,

2010.

41 p.

https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/

Авторы заявляют об отсутствии конфликта ин-

te_1647_web.pdf

тересов.

Павлюк А.О., Котляревский С.Г., Кан Р.И., Волко-

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ва А.Г., Захарова Е.В. // Радиохимия, 2021. Т. 63,

№ 2. С. 149-159.

Дорофеев А.Н., Комаров Е.А., Захарова Е.В., Волко-

https://doi.org/10.31857/S0033831121020088

Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Петрова Е.В. и др. Радио-

ва А.Г., Линге И.И., Иванов А.Ю., Уткин С.С., Пав-

активный реакторный графит, М.: МИФИ, 2015.

люк А.О., Котляревский С.Г. // Радиоактивные отхо-

ды. 2019. N 2 (7). С. 18-30.

Волкова А.Г., Захарова Е.В., Павлюк А.О., Ширя-

https://doi.org/10.25283/2587-9707-2019-2-18-30

ев А.А. // Радиохимия. 2018. Т. 60, № 5. С. 477-480.

https://doi.org/10.1134/S0033831118050143

Characterization, Treatment and Conditioning of

Radioactive Graphite from Decommissioning of Nuclear

Павлоцкая Ф.И., Горяченкова Т.И., Казинская Н.Е.

Reactors: IAEA-TECDOC-1521. Vienna: IAEA, 2006.

и др. Радиохимия. 2003. T. 45, № 5. C. 471-478.

71 p. https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/

ГОСТ 264449.4-85: Методы химического анализа на-

PDF/te_1521_web.pdf

кипи и шламов.

РАДИОХИМИЯ том 64 № 6 2022