О создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на АЭС Украины. Кондиционирование жидких радиоактивных отходов
Рассматриваются подходы к созданию технологической системы включения жидких радиоактивных отходов (ЖРО) в твердую матрицу с получением конечного продукта, отвечающего требованиям захоронения. Оперативное решение данной задачи позволит снять остроту проблемы накопления ЖРО на действующих АЭС Украины...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
|---|---|
| Дата: | 2015 |
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Російська |
| Опубліковано: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2015
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112849 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | О создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на АЭС Украины. Кондиционирование жидких радиоактивных отходов / О.Б. Андронов, В.Н. Безмылов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2015. — Вип. 25. — С. 45-53. — Бібліогр.: 16 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1860100111744368640 |
|---|---|
| author | Андронов, О.Б. Безмылов, В.Н. |
| author_facet | Андронов, О.Б. Безмылов, В.Н. |
| citation_txt | О создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на АЭС Украины. Кондиционирование жидких радиоактивных отходов / О.Б. Андронов, В.Н. Безмылов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2015. — Вип. 25. — С. 45-53. — Бібліогр.: 16 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| description | Рассматриваются подходы к созданию технологической системы включения жидких радиоактивных отходов (ЖРО) в твердую матрицу с получением конечного продукта, отвечающего требованиям захоронения. Оперативное решение данной задачи позволит снять остроту проблемы накопления ЖРО на действующих АЭС Украины , завершить цикл обращения с жидкими отходами и сосредоточить потенциал отрасли на поиске и внедрении современного комплекса обращения как с жидкими отходами, так и с радиоактивно загрязненными водами в целом.
Розглядаються підходи до створення технологічної системи включення рідких радіоактивних відходів (РРВ) у тверду матрицю з отриманням кінцевого продукту, що відповідає вимогам захоронення. Оперативне вирішення цього питання дасть змогу зняти гостроту проблеми накопичення РРВ на АЕС України , завершити цикл поводження з рідкими відходами та сконцентрувати потенціал галузі на пошуку й впровадженні сучас- ного комплексу поводження як з рідкими відходами, так і з радіоактивно забрудненими водами в цілому.
The approaches are considered concerning the creation of technology system for insertion of liquid radioactive
wastes (LRW) in solid matrix with obtaining the end product, which must meet the final disposal requirements. Operative
decision of this will allow removing acuteness of LRW accumulation problem at the operating NPPs of Ukraine
, completing the cycle of liquid waste treatment and concentrating the branch’s potential at search and implementation
of up-to-date complex for treatment of the both liquid wastes and radioactively contaminated water as the whole.
|
| first_indexed | 2025-12-07T17:28:27Z |
| format | Article |
| fulltext |
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 45
УДК 621.039.73; 66.067.2
О. Б. Андронов, В. Н. Безмылов
Институт проблем безопасности НАН Украины. ул. Кирова, 36а, Чернобыль, 07270, Украина
О СОЗДАНИИ СОВРЕМЕННОЙ СИСТЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ С ЖИДКИМИ РАДИОАКТИВ-
НЫМИ ОТХОДАМИ НА АЭС УКРАИНЫ. КОНДИЦИОНИРОВАНИЕ ЖИДКИХ
РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
Рассматриваются подходы к созданию технологической системы включения жидких радиоактивных
отходов (ЖРО) в твердую матрицу с получением конечного продукта, отвечающего требованиям захоронения.
Оперативное решение данной задачи позволит снять остроту проблемы накопления ЖРО на действующих АЭС
Украины [1], завершить цикл обращения с жидкими отходами и сосредоточить потенциал отрасли на поиске и
внедрении современного комплекса обращения как с жидкими отходами, так и с радиоактивно загрязненными
водами в целом.
Ключевые слова: цементирование, включение в полиминеральную матрицу, гибкая технология, анализ
зарубежного опыта, принятые решения.
Введение
Кондиционирование ЖРО в целом необходимо рассматривать в контексте стратегии миними-
зации радиоактивных отходов (РАО) с учетом возрастающих требований безопасности. Это в свою
очередь требует обновления нормативной базы. Например, для надежного и эффективного обращения
с эксплуатационными РАО АЭС и выполнения требований безопасности МАГАТЭ в сфере обраще-
ния с РАО в Украине необходима разработка и утверждение критериев приемки РАО АЭС на долго-
временное хранение/захоронение [2]. Необходимо отметить, что на сегодняшний день у нас нет доку-
ментально оформленных требований к отвержденным ЖРО. Поэтому для оценки показателей каче-
ства компаундов приходится использовать норматив, принятый в России (ГОСТ 51883-2002).
Принципиальным вопросом технологии кондиционирования методом цементирования являет-
ся разработка вяжущих (создание рецептуры компаунда). Над этой проблемой успешно работает
Научно-исследовательский институт вяжущих материалов Киевского национального университета
строительства и архитектуры (НИИВМ).
Зарубежная и отечественная практика кондиционирования ЖРО
Из доступных зарубежных и отечественных источников информации следует, что при выборе
метода отверждения большинство специалистов сегодня отдают предпочтение цементированию и
остекловыванию (в целом – к включению в неорганическую матрицу), что обусловлено, прежде все-
го, вопросом безопасности и экономическими соображениями. Следует отметить также, что за рубе-
жом уже более 30 лет проводятся работы по применению гипсования [3]. Есть сведения о том, что
для цементирования борсодержащего концентрата к нему при рН 6,5 -7 добавляют на 1 кг борной
кислоты 1 кг песка, 0,8 кг цемента и 0,07 кг гипса (время твердения смеси 28 сут, а вымываемость по
Сs137 2 . 10-3 г/(см2 сут).
Добавка к связующим (гипсу, цементу) силиката натрия (жидкого стекла) улучшает практи-
чески все основные показатели: прочность, степень наполнения, совместимость с основными компо-
нентами отходов, вымываемость.
Для увеличения степени наполнения и снижения вымываемости в практику отверждения от-
ходов вошло так называемое “сухое” цементирование, когда водоцементное отношение сокращается
с 0,7 (обычного) до 0,35 - 0,4 (связанное с этим ухудшение текучести цементного теста не играет ро-
ли, когда формирование твердого продукта производится в транспортной таре). В мировой практике
уже длительное время для изменения физико-химических свойств цементов и улучшения их совме-
стимости с отходами используются укрепляющие добавки (цеолиты; вермикулит; глины; двуокись
кремния; диатомы для связи избыточной воды; органические производные; формальдегид для
предотвращения размножения бактерий, вызывающих газообразование).
Тенденции развития способов отверждения за рубежом можно видеть из краткого обзора,
приводимого ниже.
Кондиционирование ЖРО происходит путем смешения их с цементом (цементным раствором),
битумом или полимером (полистиролы, формальдегидная смола, полиэфиры, эпоксиды, полиэтилен) с
последующим отверждением полученной массы. Предложены различные варианты изменения соста-
© О. Б. Андронов, В. Н. Безмылов, 2015
О. Б. АНДРОНОВ, В. Н. БЕЗМЫЛОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 46
вов неорганической матрицы и цементов добавкой различных глин, полимерных материалов и др.
Технологический цикл включает выделение радионуклидов из жидких отходов с локализацией ток-
сичных концентратов в минимальном объеме. При этом существенное внимание обращают на удале-
ние балластных (нерадиоактивных) солей, что в свою очередь уменьшает затраты материалов при це-
ментировании.
Сравнение разных способов отверждения среднеактивных (САО) или низкоактивных (НАО)
отходов показывает, что все три типа матриц (битум, цемент, полимеры) являются монолитными без
остатков свободной воды. Цемент и полимеры - более прочные вещества, их прочность определяется
соответственно значениями 300 - 600 и 2000 кг/см2. Полимеры и битум пожароопасны (полимеры го-
рючи и частично разрушаются в огне, битум плавится и воспламеняется, поэтому их масштабное при-
менение в будущем вызывает сомнение) [3].
Важное место занимает выбор оборудования.
На площадках АЭС могут быть применены как стационарные, так и мобильные установки
кондиционирования. Ранее стационарные установки сооружались на каждой площадке зарубежных
АЭС. В ряде стран распространение получает использование мобильных установок для кондициони-
рования как НАО, так и САО. В Великобритании фирма BNFL Environmental Services эксплуатирует с
2003 г. первую в стране мобильную установку для отверждения САО (Transportable ILW Solidification
Plant - TILWSP) [4]. TILWSP предназначена для обработки шламов и отработавших ионообменных
смол. На установке предусмотрены операции не только по обработке влажных САО, но и их по-
следующей упаковке в стандартные контейнеры. Влажные САО помещаются в барабаны емкостью
3 м3, в которых проводится их обезвоживание и цементирование. После проверки качества отвер-
жденной массы отходы заливают цементным раствором и закрывают крышку барабана. При помощи
дистанционного оборудования барабан с кондиционированными САО помещают в экранированную
транспортную упаковку и вывозят на специальную площадку для хранения САО.
Во Франции кондиционирование технологических отходов и очень низкоактивных ионо-
обменных смол проводится в стальных барабанах. Все другие типы отходов кондиционируются в же-
лезобетонных контейнерах, которые имеют внутреннюю стальную оболочку.
На площадках АЭС с PWR-900 и некоторых АЭС с PWR-1300 имеются стационарные уста-
новки по капсулированию фильтров и цементированию в железобетонных контейнерах шламов и кон-
центратов от выпаривания. Для кондиционирования таких отходов на других АЭС используют мо-
бильные установки ввиду их экономичности и более простого способа эксплуатации.
Цементирование НАО и САО в ближайшие десятилетия, вероятно, останется во многих стра-
нах наиболее простым, дешевым и достаточно безопасным методом кондиционирования. Основные
преимущества цементирования: низкотемпературный процесс; хорошо проверенная технология; це-
ментированный продукт не является горючим и имеет хорошую тепловую стабильность, химически и
биохимически устойчив; все формы отходов могут быть включены в цементную матрицу. Цементиро-
ванием можно добиться надежной эффективной иммобилизации отходов, снизив их загрузку в цемент,
но это увеличивает объем конечных продуктов. Кроме того, при использовании этого метода содер-
жащиеся в отходах соли мешают основным процессам гидратации цемента, что приводит к ухудше-
нию качества цементированного продукта с течением времени.
Фирма NUKEM GmbH (Германия) много лет предлагает установки по цементированию с раз-
личными способами смешивания. Среди них в поставках фирмы с середины 1990-х годов наибольшее
распространение получил высокоэффективный способ смешивания в барабане (High Performance In-
Drum Mixer - НРIDМ [5]. Примерами поставок продукции фирмы могут служить:
Украина, Хмельницкая АЭС (ХАЭС) - установка цементирования с наклонным смесителем
для Центра обработки отходов;
Китай, АЭС «Цинынань», Институт атомной энергии, корпорация Jiangsu Nuclear, CIAE -
установка цементирования в 200-литровом барабане;
Словацкая республика, АЭС «Ясловске Богунице» - установка цементирования с наклонным
смесителем для Центра обработки отходов;
Россия, Балаковская АЭС - установка цементирования с наклонным смесителем для Центра
обработки отходов.
Способ НPIDM применим как в стационарных, так и мобильных установках (DEWA., MOWA).
В зависимости от радиационного уровня возможно контактное и бесконтактное управление уста-
новкой. В мобильных установках DEWA процесс цементирования осуществляется непосредственно в
контейнерах с отходами; цемент загружается заранее. К отходам нет особых требований, они могут
О СОЗДАНИИ СОВРЕМЕННОЙ СИСТЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 47
содержать до 25 % борной кислоты и до 35 % сухого материала. Система MOWA имеет особенности и
преимущества компактной установки, поскольку отходы транспортируются и хранятся в 20-футовых
контейнерах, имеющих стандарт ISO. Система имеет высокую пропускную способность по отходам
(возможно использование барабанов нескольких размеров (100 - 400 л)) и различную защиту.
На установке MOWA можно обрабатывать концентраты, пульпу, гранулированные смолы с
высокой удельной активностью. Технические данные MOWA: длина 5700 мм, ширина 2220 мм, высо-
та 2180 мм; масса 22 000 кг. Пропускная способность: пульпа/концентрат - до 10 м 3 в смену; смола -
до 2 м 3 в смену [5].
Проводятся исследования по усовершенствованию состава цементной матрицы, в том числе с
целью снижения выщелачивания Cs137 и уменьшения образования водорода в результате процесса
коррозии алюминия, содержащегося в цементе. Установлено, что добавление в цемент нитрата лития
снижает образование водорода примерно в 10 раз, а добавление цеолита (клиноптилолита) в 10 раз
снижает скорость выщелачивания Cs137.
Развитие получила также технология остекловывания. Хотя процесс остекловывания был раз-
работан первоначально для обработки высокоактивных отходов (ВАО), в настоящее время он исполь-
зуется для кондиционирования НАО и САО. Остекловывание НАО имеет преимущество с точки зре-
ния минимизации отходов и приемлемо для всех НАО, образующихся на АЭС.
В США действуют и планируются новые промышленные установки по остекловыванию НАО,
а также смешанных отходов. Продемонстрирована возможность остекловывания смешанных НАО,
представляющих гранулированный активированный уголь, загрязненный химическими и радиоактив-
ными элементами. Пропускная способность промышленной установки, введенной фирмой ATG в экс-
плуатацию в 2001 г. в Ханфорде, 158,5 кг/ч.
Компания АМЕС Nuclear (Великобритания) разработала технологию GeoMelt, которую рас-
сматривают как одно из наиболее эффективных решений стабилизации НАО до удаления [6]. В ре-
зультате процесса GeoMelt (остекловывание непосредственно в контейнере) происходит им-
мобилизация радиоактивных загрязнений и тяжелых металлов, разрушение других токсичных загряз-
няющих веществ с образованием прочного стеклообразного продукта. Осуществимость этой техноло-
гии была подтверждена горячими испытаниями в опытном масштабе. Технология GeoMelt выбрана
для остекловывания НАО в Ханфорде после обработки и остекловывания всех ВАО и некоторых
НАО, хранящихся в 177 подземных резервуарах в Ханфорде.
Установка, строящаяся в Ханфорде для остекловывания НАО (Hanford Vitrification Plant), яв-
ляется частью комплекса по обработке и иммобилизации отходов (Waste Treatment and Immobilization
Plant - WTP), известного также как «установка по остекловыванию» (VitPlant). Комплекс предназначен
для обработки ЖРО, хранящихся в Ханфорде в подземных резервуарах. В составе комплекса четыре
отделения - для предварительной обработки отходов, для остекловывания НАО и ВАО и аналитиче-
ская лаборатория. Общая площадь комплекса составит 26,3 га. Комплекс VitPlant должен быть постро-
ен к 2016 г. и введен в действие в 2019 г. Общая стоимость составит 12,2 млрд дол. [7].
Однако процесс остекловывания, использующий дорогое плавильное оборудование со слож-
ными системами газоотвода, сопровождается образованием вторичных отходов. Вследствие этих не-
достатков продолжаются исследования по выявлению новых связующих материалов (матриц) для им-
мобилизации НАО/САО. В частности, в США разрабатывается низкотемпературный способ стабили-
зации солесодержащих отходов с использованием фосфатной керамики. В этом процессе происходит
взаимодействие оксида магния с фосфатом калия и солями отходов, в результате чего образуется
плотный монолит с низкой пористостью, состоящий в основном из фосфатов магния и калия.
В Республике Корея на АЭС «Ульджин» в 2007 г. была введена в эксплуатацию установка
Ulchin Vitrification Facility (UVF) no остекловыванию НАО/САО в холодном тигле (cold crucible melter
- ССМ) [4]. НАО/САО, образующиеся на АЭС «Ульджин-1 и -II» (четыре блока), содержат 26 % жид-
ких концентратов, 18 % отработавших ионообменных смол, 4 % отработавших фильтров и более по-
ловины смешанных неоднородных отходов. Использована технология, представляющая собой одно-
стадийный процесс сжигания и остекловывания НАО/САО. В результате комбинации плавильной пе-
чи с холодным тиглем и печи с плазменной горелкой (plasma torch melter - РТМ) можно проводить
раздельно остекловывание горючих и плавление негорючих отходов. Мощности плавителей ССМ и
РТМ на установке составляют 300 и 500 кВт соответственно [8].
В 2013 г. в Украине была презентована технология кондиционирования ЖРО, разработанная
на АЭС «Ясловске Богунице» (Словакия), основанная на включении отходов в геополимерную матри-
О. Б. АНДРОНОВ, В. Н. БЕЗМЫЛОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 48
цу SIAL [9]. Результаты испытаний технологии на ЗПЖРО ЧАЭС не дали достаточных оснований для
ее промышленной реализации на украинских АЭС. Испытания планируется продолжить.
Позитивным отечественным вкладом в решение проблемы кондиционировании ЖРО следует
считать исследования, проведенные на ХАЭС, по изучению стадий образования твердых компаундов
при отверждении реальных кубового остатка (КО) и солевого плава (СП) и анализу свойств получен-
ных твердых компаундов. Исследования показали, что с помощью полиминеральных сорбентов есть
возможность получения твердого продукта, пригодного для последующего длительного хранения и
захоронения. Работа не была завершена (данные по 2004 г.)
Цементирование
Разработка специальных рецептур компаунда, позволяющих цементировать соленасыщенные
растворы с получением необходимого по нормативам продукта - это основа технологии цементиро-
вания. В прошлом предел насыщения солями при цементировании согласно СПОРО-85 ограничивал-
ся величиной 200 г/л, поскольку при его увеличении существенно ухудшались качественные показа-
тели цементного камня. В настоящее время успешно опробованы технологии цементирования рас-
творов с высоким солесодержанием (от 750 г/л – ЗПЖРО ЧАЭС до 950 г/л – Ростовская АЭС).
Рецептура компаунда должна обеспечивать необходимые качественные показатели цементно-
го камня на протяжении срока хранения 300 лет. В Украине пока нет документально оформленных
требований к отвержденным ЖРО, что вынуждает разработчика ориентироваться на нормы, приня-
тые в РФ [10]:
скорость выщелачивания (по Cs), г/см2. сут - не более 10-3;
механическая прочность (предел прочности при сжатии), МПа (кг/см2) - не менее 4,9 (50);
морозостойкость (при –40…+40оС), циклов - не менее 30 (*);
устойчивость к длительному пребыванию в воде (иммерсия), сут - 90 (*);
радиационная стойкость при облучении дозой, Гр - 106(*).
(*) - снижение предела прочности на сжатие после испытаний не более 25 %.
Рассмотрим подробнее два показателя качества конечного продукта кондиционирования: дол-
говечность и скорость выщелачивания. В отношении долговечности конечного продукта с точки зре-
ния сохранения им прочностных свойств прямые исследования искусственного камня на основе лю-
бого из известных на сегодня вяжущих гидратационного твердения, в том числе и щелочных вяжу-
щих систем, подтверждающие их долговечность на протяжении не менее 300 лет, не проводились.
Причиной является то, что, например, портландцемент известен менее 200 лет (Е. Чилиев, 1822 г.,
Д. Аспдин, 1824 г.), а вяжущие щелочные системы - менее 60 лет (В. Д. Глуховский, 1957 г.).
Долговечность материалов определяется взаимодействием и взаимным влиянием разных фак-
торов, основные из которых: условия эксплуатации; особенности конструктивных решений сооруже-
ний; выщелачивание; внутренняя коррозия; степень совместимости материалов композиции; стой-
кость к попеременному замораживанию и оттаиванию, стиранию и износу; влияние состояния кон-
струкции на ее стойкость и др.
Однако существует ряд косвенных показателей и признаков, которые указывают, что камень
на основе щелочных вяжущих систем способен обеспечить требуемые эксплуатационные характери-
стики на протяжении 300 и более лет.
В настоящее время внимание науки о цементе приковано к сооружениям древности, изготов-
ленным из искусственных смесей, компонентами которых были сода и поташ. Еще в прошлом столе-
тии предпринималась попытка разгадать причины исключительной долговечности древнего бетона, в
связи с чем был исследован минералогический состав цементного камня ряда древних сооружений,
сохранившихся в условиях длительного воздействия различных агрессивных факторов [11 - 13]:
римский акведук (Кесария) - грунтовые, проточные воды;
римский причал - пресная проточная вода;
стены гавани (Кесария) - средиземноморская морская вода;
термы (римские бани) - горячая вода минеральных источников
В структуре древних бетонов обнаружены искусственные новообразования, являющиеся ана-
логами природных цеолитов типа Na2O(K2O) .Al2O3
. (2 - 4)SiO2
. 2H2O.
В то же время известны многочисленные случаи быстрого разрушения портландцементного
бетона (после 30...50 лет эксплуатации), использованного для реставрации древнеримских сооруже-
ний, в то время как древние бетоны, работающие в аналогичных климатических условиях, продол-
жают эксплуатироваться более 2000 лет.
О СОЗДАНИИ СОВРЕМЕННОЙ СИСТЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 49
Химический состав древних известково-пуццолановых цементов
Наименование территории Массовая доля оксидов, %
Si02 Al203 K2О + Na20
Na 0
СаО + MgO СО2
Древняя Греция (350 лет до н.э.) 18,0 4,30 1,44 45,9 13,1
Сирия (Тель-Рамад, 70 лет до н.э.) 24,6 4,92 1,55 41,8 25,9
Египет (пирамида Хеопса) 3,10 0,50 0,20 52,6 41,4
Древний Рим (169...140 лет до н.э.) 42,0 14,4 4,20 39,2 -
Формат статьи не предполагает подробного описания щелочных вяжущих систем.
Отметим, что весомый вклад в реализацию технологии цементирования ЖРО внесли работы
украинских ученых. Так, НИИВМ в плане разработки пакета D-2 Стратегии реализации проекта
ЗПЖРО и с учетом требований [10, 14] проведен ряд исследований по определению: радиоактивных
свойств конечного продукта с реальными ЖРО; влияния щелочных цементов различных производи-
телей на рецептуры растворных смесей и характеристики конечного продукта; влияния каолина на
рецептуру растворной смеси и свойства конечного продукта; долговечности (аналитическая оценка)
конечного продукта в части сохранения прочностных свойств; соответствия характеристик конечного
продукта требованиям, изложенным в критериях приемки в специально оборудованное приповерх-
ностное хранилище твердых радиоактивных отходов (СОПХТРО), а также в ТЗ.
Надежность связывания радионуклидов обеспечивается тем, что многие из радионуклидов (в
первую очередь щелочные и щелочноземельные типа цезия, стронция, натрия, калия) способны хи-
мически входить в структуру цеолитоподобных новообразований и прочно фиксироваться в них.
Другие нещелочные радионуклиды могут достаточно надежно связываться физически цеолитами
шлакощелочного цементного камня, обладающими сорбционными свойствами [11].
Доказательством высокой эффективности использования щелочных цементов в качестве вя-
жущего материала для иммобилизации ЖРО можно считать тот факт, что такие природные цеолиты,
как анальцим, шабазит, содалит, натролит, клиноптилолит, морденит и др., имеющие также место
при формировании структуры камня на щелочных цементах, способны к катионному обмену натрия
и калия на цезий, а кальция на стронций. Эти данные подтверждают повышенную надежность лока-
лизации радионуклидов в матрице искусственного камня на основе щелочных цементов, а высокие
сорбционные свойства цеолитоподобных новообразований, синтезирующихся в щелочном цемент-
ном камне, служат дополнительным фактором надежности связывания радионуклидов. Следует от-
метить, что независимо от направленности и масштабности технологического процесса использова-
ния щелочных цементов формирование свойств искусственного камня будет сопровождаться синте-
зом вышеуказанных структурных формирований, обеспечивающих высокую плотность камня и ста-
бильность структурных соединений в условиях выщелачивания.
При проведении исследований в качестве вяжущего материала использовалась продукция
отечественного производителя: цемент ЛЦЕМ I-400 по ДСТУ Б В.2.7-187:2009 производства ЧП
«Экосплав», а в качестве добавок - пластификатор «Полипласт СП-3» по ТУ 5870-006-58042865-05,
каолин ООО «Просянский ГОК» марки КР-2 по ГОСТ 19608-84 и портландцемент ПЦ І-500 (ДСТУ Б
В.2.7-46-96) ООО «Волынь-Цемент» (г. Здолбунов). Для определения влияния качественных характе-
ристик цементной составляющей на характеристики растворных смесей и характеристики отвер-
жденного конечного продукта дополнительно использовали цементы ЛЦЕМ I-400 по ДСТУ Б В.2.7-
187:2009 других производителей, а именно цемент на шлаке ЧП «Голден Технолоджис Компани» и
цемент, производимый ООО «Промцемент». В качестве материалов, входящих в состав шлакощелоч-
ных цементов, рассмотрены гранулированные доменные шлаки запорожского металлургического
комбината (производитель молотого продукта ЧП «Голден Технолоджис Компани»), мариупольского
металлургического комбината им. Ильича и криворожского комбината «Арселор Миттал Кривой
Рог».
О выборе технологии для украинских действующих АЭС
Как отмечалось в работе [1], с целью оперативного решения проблемы кондиционирования
ЖРО АЭС Украины специалистами экспертной группы НТЦ НАЭК «Энергоатом» выбрано цементи-
рование. Кондиционирование ЖРО методом цементирования освоено в РФ на Ростовской АЭС
О. Б. АНДРОНОВ, В. Н. БЕЗМЫЛОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 50
(ВВЭР), где действует установка отверждения (УО), и в Украине на заводе по переработке ЖРО
(ЗПЖРО) ЧАЭС (РБМК).
Разработчиком комплексной технологии цементирования для Ростовской АЭС является От-
крытое акционерное общество «Свердловский Научно-исследовательский институт химического ма-
шиностроения» (ОАО СВНХМ). УО находится в опытно-промышленной эксплуатации с 2005 г. и в
настоящее время выполняет операции по цементированию только кубовых остатков (КО). При реали-
зации проекта персоналом обнаружен ряд недостатков в проекте, которые устранялись в процессе
наладки и испытаний. Потребовалась также отработка рецептуры смеси для приведения продукта
переработки в соответствие с требованиями, действующего в атомной энергетике России РД 95
10497-93 (руководящий документ «Качество компаундов, образующихся при цементировании»). В
отработке рецептуры компаунда принимали участие ВНИИНМ, СВНХМ, ЗАО НПО «Энергохимпро-
ект» и НПО «Родон». Матрица представляет собой цементно-глиняную смесь (смесь бентонита и
портладцемента марки М500 (ПЦ 1-500) российских производителей в пропорции 1:9). Рецептура
состава цементного компаунда: концентрат КО – 38 %; ПЦ + бентонит – 59 %; раствор NaOH(46 %) –
3 %. С 2011 г. после модернизации установки перешли с бочечного на контейнерное хранение отвер-
жденных отходов (контейнеры НЗК-150-1,5П), что позволило упростить и удешевить технологиче-
ский процесс.
Технологический процесс выстроен таким образом: концентрирование КО; подготовка смеси
цемента с технологическими добавками (СЦД); смешение концентрированного КО (ККО) с СЦД;
расфасовка цементного компаунда в контейнер НЗК; транспортировка контейнеров в отстойник;
транспортировка контейнеров после отстоя в хранилище ТРО спецкорпуса (ХТРО СК).
Установка состоит из четырех основных технологических узлов: приема, подготовки и дози-
рования ЖРО; приема, подготовки и дозирования цемента; смешения; расфасовки с транспортной
системой.
Принятие решения по использованию опыта Ростовской АЭС в Украине осложняется тем, что
нет документа, подтверждающего соответствие конечного продукта всем требованиям ГОСТ 51883-
2002 и нет расчета стоимости кондиционирования и хранения конечного продукта.
ЗПЖРО – это первый опыт Украины в решении проблемы создания технологии завершающей
стадии обращения с жидкими отходами. Технология цементирования для ЗПЖРО создана отече-
ственным разработчиком – НИИВМ. В технологии применяются следующие материалы и реагенты:
цементы ЛЦЕМ 1-400 и ПЦ-500, пластификатор СП-3, добавки специального назначения (нитрат
кальция), разжижающие добавки (Pozzolith 400 N), добавки (PPFeNi), NAOH, HNO3.
Функции ЗПЖРО состоят в следующем: извлечение отходов из баков хранения посредством
откачивания и перемешивания; транспортировка извлеченных отходов в приемные баки с частичным
использованием существующих трубопроводов; предварительная обработка отходов для приведения
их характеристик в соответствие с требованиями последующих этапов технологического процесса;
уменьшение объема: центрифугированием смол и перлитов (для корректировки влагосодержания от-
ходов) и доупариванием КО; переработка и цементирование ЖРО; упаковка конечного продукта в
бочки; выдержка бочек с конечным продуктом; упаковка бочек в транспортные упаковочные ком-
плекты (ТУК) группами по четыре бочки; вывоз заполненных ТУК.
Завод рассчитан на переработку 2500 м3/год отходов, хранящихся в 14 баках, при сроке экс-
плуатации 10 лет. Отметим также, что разрешение на прием РАО от ЗПЖРО на СПХТРО временное,
как и критерии приемки. Из 22 отсеков хранилища прием разрешен только в два (объем хранилища
71280 м3).
Технология ЗПЖРО ориентирована на кондиционирование отходов сложного состава. Спе-
цифика ЖРО обусловлена как отходами ЧАЭС, так и поступлениями из объекта «Укрытие» (в отхо-
дах присутствуют трансурановые элементы, в большом количестве сульфаты, фосфаты, оксалаты, а
также нефтепродукты, синтетические ПАВ, пленкообразующие материалы и органические вещества)
[16].
В отличие от АЭС ВВЭР в ЖРО АЭС РБМК отсутствует борная кислота, а гетерогенные
отходы содержат перлиты, которые обладают высокими абразивными свойствами. Наличие абрази-
вов негативно сказывается на ресурсе движущихся элементов смесителя (это отмечено персоналом
завода).
С технической точки зрения процессы цементирования на УО Ростовской АЭС и на ЗПЖРО
ЧАС принципиально идентичны.
О СОЗДАНИИ СОВРЕМЕННОЙ СИСТЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 51
Сравнительная оценка
Остановимся на вопросах, важных для принятия решения по выбору технологии цементиро-
вания и производственной системы обращения с ЖРО для украинских АЭС.
ЗПЖРО ЧАЭС и УО Ростовской АЭС - это производственные системы, имеющие разный
уровень и масштабы реализации, разные технические и стратегические задачи (при одинаковой так-
тической задаче).
В целом технология ЗПЖРО – это масштаб завода, а технология Ростовской АЭС – это мас-
штаб цеха.
Как бы ни был велик объем накопленных на ЧАЭС отходов и объем их поступлений в про-
цессе ликвидации объекта и превращения зоны АЭС в экологически чистую систему, он имеет ко-
нечную величину. По оценке разработчика это 13 481,5 м3 КО, 4059,7 м3 пульпы отработанных
ионообменных смол и 2 272,18 м3 пульпы фильтроперлита. Эти отходы хранятся в ХЖО и ХЖТО.
СП отсутствует. ЗПЖРО выполняет, практически, разовую задачу.
На функционирующих объектах ЖРО образуются и поступают постоянно, а потому срок дей-
ствия системы кондиционирования ЖРО должен быть не менее срока жизненного цикла станции.
Исходя из этого, важно оценить производительность технологии, исходя из динамики наработки
ЖРО (по принципу разумной достаточности).
На ЗПЖРО готовый продукт отправляется на захоронение за территорию АЭС в границах
чернобыльской зоны отчуждения. На Ростовской АЭС постановка на долговременное хранение осу-
ществляется на промплощадке станции.
На ЗПЖРО реализуется бочечный принцип расфасовки продукта переработки с дальнейшим
использованием ТУК как возвратной тары многоразового применения. На Ростовской АЭС заложен
контейнерный принцип расфасовки, при котором контейнеры (НЗК) не возвращаются.
ЗПЖРО, создание которого растянулось на 15 лет, пока не имеет достаточной эксплуатацион-
ной статистики, которая имеется на Ростовской АЭС.
Большое значение имеет экономический аспект. На ЗПЖРО его специалистами выполнен
«Экономический расчет эксплуатационных затрат для переработки ЖРО за один год с учетом техно-
логических сред, электроэнергии и фонда оплаты труда с учетом захоронения в СОПХТРО, а также
расчет себестоимости переработки 1 м3 ЖРО за один год» (Гладнева Л. А.). Исходя из расчета по це-
нам 2012 г.:
стоимость захоронения (согласно письму ГСП «ЦПОРО» № 105/1509 от 28.12.2011) на I оче-
реди комплекса «Вектор» (СОПХТРО) - 10 300 грн./м3);
себестоимость переработки 1 м3 КО - 73 973,2 грн./м3;
себестоимость переработки 1 м3 ионообменных смол - 139 846,8 грн./м3;
при совместном затворении гомогенных и гетерогенных отходов в цементную матрицу сред-
няя цена 68 000 грн/м3. Отметим, что цементирование ЖРО (ионообменные смолы) в Словакии стоит
32 567 евро/м3, а захоронение – 112 000 евро/м3 (данные 2013 г. с учетом цен на захоронение в Наци-
ональном хранилище РАО).
При проектной мощности ЗПЖРО 632,1 м3 КО в год (2100 м 3 по конечному продукту) их
кондиционирование и хранение за год будет стоить 46 758 870,98 грн. То же самое для гетерогенных
отходов (ионообменные смолы) при проектной производительноси завода 322,1 м3 в год (2102 м3 по
конечному продукту) будет стоить 45 044 654,22 грн.
Ростовская АЭС таких расчетов не предоставляет.
Заключение
Как отмечалось, приоритетным направлением оперативного решения проблемы кондициони-
рования ЖРО ОП НТЦ НАЭК «Энергоатом» выбрано цементирование [1]. В плане создания совре-
менной системы обращения с ЖРО на действующих АЭС Украины к системе цементирования предъ-
является ряд требований:
1. Уровень реализации с учетом сокращения масштабов цементирования по мере внедрения
комплекса обращения с ЖРО и автоматизации технологических процессов. Уровнями реализации
могут быть: уровень технологической линии, уровень участка, уровень цеха и уровень завода. Необ-
ходимо искать оптимальный способ решения проблемы, на возможно более низком уровне.
О. Б. АНДРОНОВ, В. Н. БЕЗМЫЛОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 52
2. Стратегическая гибкость. Это означает, что оборудование должно обеспечивать работу и с
другими матричными материалами (например, геополимерами).
3. Тактическая гибкость, позволяющая в период опытно-промышленной эксплуатации опро-
бовать различные варианты технологических процессов.
4. Адаптивность к уровню квалификации персонала объекта.
5. Мобильность ряда технических средств, их унификация в плане перспективной задачи со-
здания гибкой мобильной технологии.
6. Максимальное использование стандартизированного оборудования.
Цементирование – реальный путь решения проблемы ЖРО отечественных АЭС уже сегодня.
В то же время необходимо продолжить поиск более эффективных матричных материалов. Высокая
стоимость кондиционирования и захоронения должны стимулировать работу по сокращеню объема
отходов. Задача следующего этапа – глубокая переработка КО [9].
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Андронов О.Б. О создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Украины. Постановка задачи // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. – 2015. – Вип. 24. –
С. 32.
2. Анализ обращения с РАО при эксплуатации АЭС ГП НАЭК «Энергоатом», 2011. Отчет.
3. Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. – М.:
Энергоиздат, 1985.
4. First mobile intermediate-level waste solidification plant // Nucl. Engng. Intern. – 2003. - Vol. 48, No. 589. - P. 12.
5. Cementation of radioactive waste. NUKEM Technologies GmbH. 2007.
6. Nucl. Waste News. - 2004.- Vol. 24, No 6.- P. 54; www.haaretz.com/ 2004. 28 Jun
7. Radwaste Solutions. - 2010. - Vol. 17, No. 5 (September/October)/ - P. 10; Hanford Press Releases,
http://www.hanford-vitplant.com/28.07, 16.0., 2.10.2010.
8. Hyun-Jun Jo et al. Commercialization Project of Ulchin.
9. Материалы заседания Совета заместителей главных инженеров ОП АЭС, к компетенции которых относят-
ся вопросы обращения с РАО от 18.12. 2013.
10. ГОСТ 51883-2002. Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования.
11. Итоговый отчет по контракту С-1/9/071, пакет работ «D-2». Определение рецептур конечного продукта
ЗПЖРО. 12.12.2011.
12. Malinowski R., Slatkine A., Ben Yair M. Durability of Roman mortars and concretes for hydraulic structures at
Caesarea and Tiberias // International Symp. on Durability of Concrete, Prague, Aug. 1961.- Prague, 1961. P. 1 -
14.
13. Маlinowski R. Betontechnische Problemlosung bei antiken Wassebauten // Leichtweiss Institut. - Mitteilugen:
Braunchweig, 1979. - Vol. 64. - P. 7 - 12.
14. Критерії приймання радіоактивних відходів на захоронення в спеціально обладнаному приповерхневому
сховищі твердих радіоактивних відходів (СОПСТРВ). Перший етап експлуатації СОПСТРВ. Приймання
РАВ від ЗПРРВ та ЗПТРВ ЧАЕС для захоронення в два симетричних відсіки СОПСТРВ. Редакція 5. 2009. -
36 с.
15. Открытое акционерное общество «Свердловский научно-исследовательский институт химического маши-
ностроения». Установка цементирования.
16. Программа обращения с радиоактивными отходами на «Объекте «Укрытие».
О. Б. Андронов, В. М. Безмилов
Інститут проблем безпеки НАН України, вул. Кірова, 36а, Чорнобиль, 07270, Україна
ПРО СТВОРЕННЯ СУЧАСНОЇ СИСТЕМИ ПОВОДЖЕННЯ З РІДКИМИ РАДІОАКТИВНИМИ
ВІДХОДАМИ НА АЕС УКРАЇНИ. КОНДИЦИОНУВАННЯ РІДКИХ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ
Розглядаються підходи до створення технологічної системи включення рідких радіоактивних відходів
(РРВ) у тверду матрицю з отриманням кінцевого продукту, що відповідає вимогам захоронення. Оперативне
вирішення цього питання дасть змогу зняти гостроту проблеми накопичення РРВ на АЕС України [1], заверши-
ти цикл поводження з рідкими відходами та сконцентрувати потенціал галузі на пошуку й впровадженні сучас-
ного комплексу поводження як з рідкими відходами, так і з радіоактивно забрудненими водами в цілому.
Ключові слова: цементування, включення в полімінеральну матрицю, гнучка технологія, аналіз закор-
донного досвіду, прийняті рішення.
О СОЗДАНИИ СОВРЕМЕННОЙ СИСТЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2015 ВИП. 25 53
O. B. Andronov, V. М. Bezmylov
Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants NAS of Ukraine, Kirova str., 36a, Chornobyl, 07270, Ukraine
OF CREATION OF UP-TO-DATE SYSTEM FOR TREATMENT OF LIQUID RADIOACTIVE WASTE
AT UKRAINIAN NPP. CONDITIONING OF LIQUID RADIOACTIVE WASTES
The approaches are considered concerning the creation of technology system for insertion of liquid radioactive
wastes (LRW) in solid matrix with obtaining the end product, which must meet the final disposal requirements. Opera-
tive decision of this will allow removing acuteness of LRW accumulation problem at the operating NPPs of Ukraine
[1], completing the cycle of liquid waste treatment and concentrating the branch’s potential at search and implementa-
tion of up-to-date complex for treatment of the both liquid wastes and radioactively contaminated water as the whole.
Keywords: cementing, insertion in polymineral matrix, flexible technology, analysis of foreign experience,
adopted decisions.
REFERENCE
1. Andronov O.B. Of creation of up-to-date system for treatment of liquid radioactive wastes at Ukrainian NPPs.
Statement of problem // Problemy bezpeky atomnyh electrostantsiy i Chornobylya (Problems of Nuclear Power
Plants' Safety and of Chornobyl). - 2015 – Iss. 24 – Р. 32. (Rus)
2. Analysis of RAW management during operation of NPPs of SE NNGC «Energoatom», 2011. Report. (Rus)
3. Nikiforov A.S., Kulichenko V.V., Zhikharev M.I. Sterilization of liquid radioactive wastes. – Moskva: Energoizdat,
1985. (Rus)
4. First mobile intermediate-level waste solidification plant // Nucl. Engng. Intern. – 2003. - Vol. 48, No. 589.- P. 12.
5. Cementation of radioactive waste. NUKEM Technologies GmbH. 2007.
6. Nucl. Waste News. – 2004. Vol. 24, No 6. P. 54. www.haaretz.com / 2004. 28 Jun.
7. Radwaste Solutions. – 2010. - Vol. 17, No. 5 (September/October) P. 10; Hanford Press Releases,
http://www.hanford-vitplant.com/28.07, 16.09, 2.10.2010.
8. Hyun-Jun Jo et al. Commercialization Project of Ulchin.
9. Materials of session of Council of deputies to chief engineers of SE NPPs, to whose competence еру RAW man-
agement issues pertain, dated 18.12. 2013. (Rus)
10. GOST 51883-2002. Waste radioactive cemented. General technical requirements. (Rus)
11. Final report for contract С-1/9/071, «D-2» work package. Determination of end product formulae for LRWTP.
12.12.2011. (Rus)
12. Malinowski R., Slatkine A., Ben Yair M. Durability of Roman mortars and concretes for hydraulic structures at
Caesarea and Tiberias // International Symp. on Durability of Concrete, Prague, Aug. 1961.- Prague, 1961.- P. 1 -
14.
13. Маlinowski R. Betontechnische Problemlösung bei antiken Wasserbauten // Leichtweiss-Institut. - Mitteilungeng:
Braunschweig, 1979. - Vol. 64. - P. 7 - 12.
14. Criteria for acceptance of radioactive waste for burial in specially equipped surface repository for solid radwaste
(SESRBSRW). First stage of SESRBSRW operation. Reception of RAW from PMRAW and PMSRW of ChNPP
for burial in two symmetric departments of SESRBSRW. Edition 5. 2009. -36 p. (Ukr)
15. Opened joint stock society «Sverdlov research & development institute for chemical machine building». Cementing
plant. (Rus)
16. Program of radwaste management at «Shelter Object». (Rus)
Надійшла 20.07.2015
Received 20.07.2015
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-112849 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1813-3584 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T17:28:27Z |
| publishDate | 2015 |
| publisher | Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Андронов, О.Б. Безмылов, В.Н. 2017-01-28T16:34:00Z 2017-01-28T16:34:00Z 2015 О создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на АЭС Украины. Кондиционирование жидких радиоактивных отходов / О.Б. Андронов, В.Н. Безмылов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2015. — Вип. 25. — С. 45-53. — Бібліогр.: 16 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112849 621.039.73; 66.067.2 Рассматриваются подходы к созданию технологической системы включения жидких радиоактивных отходов (ЖРО) в твердую матрицу с получением конечного продукта, отвечающего требованиям захоронения. Оперативное решение данной задачи позволит снять остроту проблемы накопления ЖРО на действующих АЭС Украины , завершить цикл обращения с жидкими отходами и сосредоточить потенциал отрасли на поиске и внедрении современного комплекса обращения как с жидкими отходами, так и с радиоактивно загрязненными водами в целом. Розглядаються підходи до створення технологічної системи включення рідких радіоактивних відходів (РРВ) у тверду матрицю з отриманням кінцевого продукту, що відповідає вимогам захоронення. Оперативне вирішення цього питання дасть змогу зняти гостроту проблеми накопичення РРВ на АЕС України , завершити цикл поводження з рідкими відходами та сконцентрувати потенціал галузі на пошуку й впровадженні сучас- ного комплексу поводження як з рідкими відходами, так і з радіоактивно забрудненими водами в цілому. The approaches are considered concerning the creation of technology system for insertion of liquid radioactive
 wastes (LRW) in solid matrix with obtaining the end product, which must meet the final disposal requirements. Operative
 decision of this will allow removing acuteness of LRW accumulation problem at the operating NPPs of Ukraine
 , completing the cycle of liquid waste treatment and concentrating the branch’s potential at search and implementation
 of up-to-date complex for treatment of the both liquid wastes and radioactively contaminated water as the whole. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми безпеки атомних електростанцій О создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на АЭС Украины. Кондиционирование жидких радиоактивных отходов Про створення сучасної системи поводження з рідкими радіоактивними відходами на АЕС України. кондиционування рідких радіоактивних відходів Of creation of up-to-date system for treatment of liquid radioactive waste at Ukrainian NPP. Conditioning of liquid radioactive wastes Article published earlier |
| spellingShingle | О создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на АЭС Украины. Кондиционирование жидких радиоактивных отходов Андронов, О.Б. Безмылов, В.Н. Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| title | О создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на АЭС Украины. Кондиционирование жидких радиоактивных отходов |
| title_alt | Про створення сучасної системи поводження з рідкими радіоактивними відходами на АЕС України. кондиционування рідких радіоактивних відходів Of creation of up-to-date system for treatment of liquid radioactive waste at Ukrainian NPP. Conditioning of liquid radioactive wastes |
| title_full | О создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на АЭС Украины. Кондиционирование жидких радиоактивных отходов |
| title_fullStr | О создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на АЭС Украины. Кондиционирование жидких радиоактивных отходов |
| title_full_unstemmed | О создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на АЭС Украины. Кондиционирование жидких радиоактивных отходов |
| title_short | О создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на АЭС Украины. Кондиционирование жидких радиоактивных отходов |
| title_sort | о создании современной системы обращения с жидкими радиоактивными отходами на аэс украины. кондиционирование жидких радиоактивных отходов |
| topic | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| topic_facet | Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112849 |
| work_keys_str_mv | AT andronovob osozdaniisovremennoisistemyobraŝeniâsžidkimiradioaktivnymiothodaminaaésukrainykondicionirovaniežidkihradioaktivnyhothodov AT bezmylovvn osozdaniisovremennoisistemyobraŝeniâsžidkimiradioaktivnymiothodaminaaésukrainykondicionirovaniežidkihradioaktivnyhothodov AT andronovob prostvorennâsučasnoísistemipovodžennâzrídkimiradíoaktivnimivídhodaminaaesukraínikondicionuvannârídkihradíoaktivnihvídhodív AT bezmylovvn prostvorennâsučasnoísistemipovodžennâzrídkimiradíoaktivnimivídhodaminaaesukraínikondicionuvannârídkihradíoaktivnihvídhodív AT andronovob ofcreationofuptodatesystemfortreatmentofliquidradioactivewasteatukrainiannppconditioningofliquidradioactivewastes AT bezmylovvn ofcreationofuptodatesystemfortreatmentofliquidradioactivewasteatukrainiannppconditioningofliquidradioactivewastes |