Бушуев Радиоактивныы реакторныы графит 2015

Список литературы и интернет-ресурсов

К введению

1.Образцовый источник нейтронов на базе реактора Ф-1 и образцовая поверочная установка − эффективный инструмент определения чувствительности газонаполненных ионизационных камер / С.В. Чукляев, О.М. Воронцов, В.С. Дикарев, Е.Ф. Польников

//Атомная энергия. Июнь 2009. Т. 106. Вып. 6. С. 348.

2.Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов. «Сибирь атомная. ХХI век»: сборник трудов научно-

А.Е. Шестаков. Северск: Изд-во СГТА, 2008.

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

4.Раменков А.А. Достигнутые результаты // РЭА. Март 2011.

№03. С. 32−35.

5.Хвостова М.С. Инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых ядерных реакторов и исследовательских ядерных установок // Известия том-

ского политехнического университета. 2012. Т. 302. № 1. С. 184− 188.

К гл. 1

6. Виргильев Ю.С., Селезнев А.Н., Калягина К.А. Реакторный графит: разработка, производство и свойства // Российский хими-

ческий журнал. 2006. NL. № 1. С. 4−12.

7.Вяткин С.Е., Деев А.Н., Нагорный В.Г. и др. Ядерный графит. М.: Атомиздат, 1967.

8.Виргильев Ю.С. Реакторные графиты // Химия твердого топ-

лива. 2000. № 2. С. 67.

9.Виргильев Ю.С. Пористость и другие свойства конструкционного графита / Химия твердого топлива. 1973. № 5.

10.Бушуев А.В., Зубарев В.Н., Кожин А.Ф. и др. Состав и содержание примесей в графите промышленных реакторов // Атом-

ная энергия. 2002. Т. 92. Вып. 4. С. 298−302.

141

11.Виргильев Ю.С., Власов К.П. Примеси в конструкционных графитах // Химия твердого топлива. 1994. № 3. С. 87–96.

12.Преображенская Л.Б. и др. Проблемы снятия с эксплуатации уран-графитовых реакторов. Вып. 1, 2. М.: ЦНИИАТОМИНФОРМ. 1989.

13.Давыдова Г.Б., Качанов В.М. Эксперименты на критическом стенде РБМК: Препринт ИАЭ - 589/4, 1995.

14.Feasibility of Isotopic Measurements: Graphite Isotopic Ratio Method / T.W. Wood, D.C. Gerlach, B.D. Reid, W.C. Morgan. PNNL13488. April 2000.

15.Виргильев Ю.С. Примеси в реакторном графите и его работоспособность // Атомная энергия. Январь 1998. Т. 84. Вып. 4. C. 13.

16.Гончаров В.В., Бурдзаков Н.С., Виргильев Ю.С. и др. Действие облучения на графит ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1978.

17.Цыганов Л.Н., Савиных П.Г., Комаров Е.А. и др. Запасенная энергия в графите кладок остановленных промышленных уранграфитовых реакторов // Известия Томского политехнического

университета. 2008. Т. 312. № 2. С. 32−38.

18. Цыганов А.А., Хвостов В.И., Комаров Е.А. и др. Проблема утилизации реакторного графита остановленных промышленных уран-графитовых реакторов // Известия Томского политехнического университета. 2007. Т. 310. № 2.

29. Опыт эксплуатации и реализация мероприятий по обеспечению устойчивости графитовой кладки ПУГР АДЭ-2. Отраслевая научно-практическая конференция молодых специалистов и аспирантов «Молодежь ЯТЦ: наука, производство, экологическая

безопасность», 18−22 ноября 2008 г. / В.В. Петрунин, В.Н. Ежов, В.Е. Воронцов, А.В. Керекеша. Сверж Томской обл., 2008.

20. Виргильев Ю.С., Гундоров В.В., Калягина И.П. и др. Изменение свойств графита из кладки реактора Обнинской АЭС // Атомная энергия. Сентябрь 1997. Т. 83. Вып. 3. С. 175−183.

21. Виргильев Ю.С., Гундарев В.В., Калягина И.П. Обоснование продления работы реакторов Билибинской АЭС // Атомная энер-

гия. 1998. Т. 85. Вып. 6. С. 436.

142

К гл. 2

22.Енговатов И.А., Машкович В.П., Орлов Ю.В. и др. Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения. М.: МИФИ. 1999.

23.Wickham A.J., Neighbour G.B., Dubourg M. The uncertain future for nuclear graphite disposal: Crisis or opportunity? // In. Proc. of Technical Committee Meeting «Nuclear Graphite Disposal». Manches-

ter. 18−20 October 1999.

24.Гирке Н.А., Бушуев А.В., Кожин А.Ф. и др. 14C в отработавшем графите уран-графитовых реакторов Сибирского химического комбината // Атомная энергия. Январь 2012. Т. 112. Вып. 1. С. 52.

25.Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Зубарев В.Н. и др., Радиоактивное загрязнение отработавшего реакторного графита. Атомная энергия,

т. 117, вып. 3, сентябрь 2014, стр. 156-159.

26.Бушуев А.В., Алеева Т.Б. Методы и приборы измерения ЯМ: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. С. 39.

27.Xiaolin Hou. Rapid analysis of 14C и 3H in graphite and concrete for decommissioning of nuclear reactor // Applied radiation and iso-

topes. 2005. 62. Р. 872−882.

К гл. 3

28.Буланенко В.И., Фролов В.В. Радиационные характеристики остатков топлива в кладках снятых с эксплуатации ПУГР // Атомная энергия. 1995. Т. 78. Вып. 6.

29.Цыганов А.А, Кохомский А.Г., Антоненко М.В. и др. Оценка количества ядерных материалов в кладках остановленных ПУГР СХК. Отраслевая научно-практическая конференция молодых специалистов и аспирантов «Молодежь ЯТЦ: наука, производство, экологическая безопасность», с 14 по 16 ноября 2007, г. Северск Томской обл. conf.atomsib.ru›archive/conf2007/section3/15.doc

30.Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Зубарев В.Н. и др. Продукты деления и актиноиды в отработавшем графите кладок реакторов Сибирского химического комбината // Атомная энергия. 2000.

Т. 89. Вып. 2. С. 139−146.

31.Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Петрова Е.В. Практическая спектрометрия. М.: МИФИ, 2006.

32.Баженов В.А., Булдаков Л.А., Василенко И.Я. Вредные химические вещества. Радиоактивные вещества: Справочник / Под ред. В.А. Филова и др. Л.: Химия, 1990.

143

33.Wenzel U., Herz D., Schmidt. Determination of 14C in spend HTGR furl elements // J. Radioanal. Chem. 1979. 53. Р. 7−15.

34.Wickeder D.A. Resents developments in the analyses of tritium, Carbon-14 and sulfur – 35 // Royal society of chemistry. Special publi-

cation. 1999. V. 234. Р. 170−182.

35.Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Зубарев В.Н. и др., Определение количественного содержания 3Н и 14С в реакторном графите. - Атомная энергия, т. 73, вып. 6, декабрь 1992, стр. 446-450.

К гл. 4

36.Бушуев А.В., Зубарев В.Н., Кожин А.Ф. и др. Экспериментальное изучение радиоактивного загрязнения графитовых кладок промышленных реакторов Сибирского химического комбината //

Атомная энергия. 2002. Т. 92. Вып. 6. С. 477−485.

37.Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Зубарев В.Н. и др. Содержание 60Co в отработавшем графите кладок промышленных реакторов //

Атомная энергия. 1999. Т. 86. Вып. 3. С. 183–188.

38.Bushuev A.V., Verzilov Yu.M. et al. Experimental Determination of the Spent Graphite Radioactive Contamination at PlutoniumProduction Reactors of the Siberian Group of Chemical Enterprises (Tomsk-7) // Nuclear Technology. October 2002. Vol. 140. № 1. Р.

51−62.

39.Micler R., Steffes J. Radionuclide Inventory and Source Terms on Surplus Production Reactors in Hanford. UNI-3714. Rev.1. Richland, Washington, 1987.

40.Gunnik R. MGA: A Gamma-Ray Spectrum Analysis Code for Determining Plutonium Isotopic Abundances // Report UCRL-LR- 103220. Vol. 1. Livermore, California: Lawrence Livermore National Laboratory, 1990.

41.Буланенко В.И., Фролов В.В. Радиационные характеристики остатков топлива в кладке снятых с эксплуатации уран-графитовых

реакторов. − Атомная энергия, т. 78, вып. 6, 1995, стр. 496-400. 42. Fujihara H., Masui H., Kashiwagi M. et al. Rationalisation of

Radioactivity Concentration Method for Low-Level Radioactive Waste Generated at Japanese Nuclear Power Plants // Proceedings of the 8th International Conference ICEM'01. September 30 − October 10. 2001. Brugge, Belgium.

144

43.Буланенко В.И., Фролов В.В., Николаев А.Г. Радиационные характеристики графита снятых с эксплуатации уран-графитовых реакторов. - Атомная энергия, т. 81, вып. 4, 1996, стр. 71-73.

44.Багаев В.Д., Баранов И.И., Кабанов Ю.И. и др. Снятие с эксплуатации промышленных реакторов СХК // Атомная энергия. 1996. Т. 80. Вып. 12. С. 71–73.

45.Wise М. Management of UKAEA Graphite Liabilities // Proceedings of Meeting on Nuclear Graphite Waste Management. Man-

chester. England. October 18−20. 1999.

46.Внуков В.С., Сичкарук О.В., Чкуасели Л.И. Ядерная безопасность при обращении с радиоактивными отходами, содержащими делящиеся материалы // Атомная энергия. 2000. Т. 88.

Вып. 5. С. 362–370.

47.Цевелев М.П., Кутузов А.В. и др. Радиационные характеристики графита ПУГР ПО «Маяк» // Атомная энергия. Июль 2004.

Т. 97. Вып. 1. С. 19−22.

48. Асновский В.Н., Ровный С.И. и др. Обследование радиационного состояния графитовых кладок промышленных реакторов //

Атомная энергия. Февраль 2007. Т. 102. Вып. 2. С. 113−116.

49. Асновский В.Н., Ровный С.И. и др. Исследование радиационных характеристик кладки уран-графитового реактора // Атомная

энергия. Ноябрь 2008. Т. 105. Вып. 5. С. 266−269.

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

51. 14C и другие радионуклиды в графите тепловой колонны исследовательского реактора ИРТ МИФИ / Н.А. Гирке, А.В. Бушуев, А.Ф. Кожин, Е.В. Петрова, Т.Б. Алеева, В.Н. Зубарев, А.А. Портнов // Ядерная физика и инжиниринг. 2012. Т. 3. № 3. С. 1–6.

52. Verzilov Y.M., Bushuev A.V., Zubarev V.N. et al. Characterization of Beta-emitting Radionuclides in Graphite from Reactor Moderator Stack and Research Reactor Thermal Column (Proceedings of 7th International Conference, Nagoya, Japan), 1999.

145

К гл. 5

53.Давиденко Н., Апаркин Ф. На завершающем этапе «жизненного цикла» // Бюллетень Росэнергоатома. Февраль 2009. № 2. С. 7.

54.Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов. Сборник трудов научно-технической конференции «Си-

бирь атомная. XXI век», 9−12 декабря 2008 г. / В.Н. Ежов, А.В. Керекеша, В.В. Петрунин, В.В. Плеханов, А.Е. Шестаков. Томск, 2008.

55.Пронкин Н.С. Обеспечение безопасного обращения с радиоактивными отходами. М.: Лагос, 2012.

56.НП-055-04. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии Захоронение радиоактивных отходов. Принципы, критерии и основные требования безопасности. М., 2004.

57.Бурлаков Е., Былкин Б., Калугин А. Вывод из эксплуатации водографитовых реакторов // Бюллетень Росэнергоатома. Февраль

2009. № 02. С. 20−24.

58.Strategy. Nuclear Decommissioning Authority, 2006.

59.Night falls on Sizew ell A // Nucl. Eng. Intern. 2007. V. 52.

№632. Р. 32−34.

60.Блинова И.В., Соколова И.Д. Обращение с радиоактивными графитовыми отходами // Атомная техника за рубежом. 2012. № 6.

С. 3−14.

61.Гирке Н.А. Особенности поведения 14C и 3H, образующихся

вреакторном графите, и возможные меры обращения с ним. Диссертация на соискание ученой степени канд. техн. наук. М.: НИЯУ МИФИ, 2013.

62.ОСПОРБ-99/2010. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности.

63.СП 2.6.6.1168-02. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами.

64.Mason J.B., Bradbury D. Pyrolysis and Its Potential Use in Nuclear Graphite Disposal // IAEA Technical Committee Meeting on Nu-

clear graphite Disposal. 18−20 October 1999.

65. Андрюшин И.А., Юдин Ю.А. Обзор проблем обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом. Саров: РФЯЦ-ВНИИЭФ, 2010.

146

66.Платонов П.А., Штромбах Я.И. и др. Фиксация радионуклидов в облученных блоках реакторного графита // Атомная энергия.

Июнь 2002. Вып. 6. С. 445.

67.Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Зубарев В.Н. и др. Возможность утилизации отработавших графитовых втулок реакторов СХК путем сжигания // Атомная энергия. Февраль 2003. Т. 94. Вып. 2.

С. 130–137.

68.Сжигание − вариант обращения с облученным реакторным графитом / В.А. Кащеев, П.П. Полуэктов, О.А. Устинов, В.П. Рублевский, С.М. Шинкарев, В.Н. Яценко // Атомная энергия. Январь

2013. Т. 114. Вып. 1. С. 27.

69.Реактор большой мощности канальный (РБМК),

http://www.rgo-sib.ru/science/37.htm

К гл. 6

70.Bericht: Auflistung kerntechnischer Anlagen in der Bundesrepublik Deutschland // In Stilllegung. 2012. http://www.bfs.de/de/kerntechnik/Kerntechnische_Anlagen_in_Deutsch land

71.Brennecke P. Bedingungen: Anforderungen an endzulagernde radioaktive Abfälle: Endlagerungsbedingungen Endlager KONRAD, 2010, SE-IB-31/08-REV-1.

72.Steyer S. Bedingungen: Produktkontrolle radioaktiver Abfälle, radiologische Aspekte // Endlager KONRAD, 2010, SE-IB-31/08- REV-1.

73.Steyer S. Bedingungen: Produktkontrolle radioaktiver Abfälle, stoffliche Aspekte // Endlager KONRAD, 2010, SE-IB-31/08-REV-1.

74.http://www.endlager-konrad.de/cln_321/nn_1273102/EN/ Subjects/Transport/__node.html?_nnn=true

75.Kong D.L.Y. and J.G. Sanjayan. Comparative performence of geopolymers made with metakaolin and fly ash after exposure to elevat-

ed temperatures. Cem. Concr. Res. 2007. Р. 1583−1589.

76.Davidovits J. Geopolymer Cement to Minimize Carbon-dioxide Greenhouse-warming, Ceramic Transactions. 1993. Р. 165−182.

77.Davidovits J. Buch: Geopolymer Chemistry and Applications. Institut Geopolymere, 2008.

78.Kong D.L.Y. and J.G. Sanjayan. Factors affecting the performance of metakaolin geopolymers exposed to elevated temperatures. // J. Mater. Sci. 2008. Р. 824−831.

147

79.Hermann E., Griebel I. Studie: Machbarkeitsuntersuchungen zum Einbinden von Grafit in ein hydraulisches Bindemittel vom Typ «Geopolymer». B.P.S. Engineering GmbH, D-08066 Zwickau, Germany.

80.ГОСТ 2999-75. Металлы и сплавы. Метод измерения твердости по Виккерсу.

К заключению

81.Митенков Ф.М., Кодочигов Н.Г., Васяев А.В. и др. Высоко-

температурный газоохлаждаемый реактор − энергоисточник для промышленного производства водорода // Атомная энергия. 2004.

Т. 97. Вып. 7. С. 432−446.

82.Пономарев-Степной Н.Н. Атомно-водородная энергетика //

Атомная энергия. 2004. Т. 96. Вып. 6. С. 412−425.

83.Сковорода А.А., Спицын А.В., Петров В.С. и др. Влияние плазмы токамака Т-10 на вакуумные свойства графита МПГ-8 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. «Термоядерный синтез».

2008. С. 63−64.

84. Денискин В.П., Дмитриев А.М., Наливаев В.И. и др. Концепция и особенности компоновки высокотемпературного ядерного реактора с твердым теплоносителем // Атомная энергия. Сен-

тябрь 2007. Т. 103. Вып. 3. С. 157.

148