Экстракционные технологии выделения долгоживущих радионуклидов из жидких высокоактивных отходов с применением индивидуальных фосфорорганических соединений и их синергетных смесей

Актуальность темы

.

В России принята концепция замкнутого ядерного топливного цикла (-ЯТЦ), предусматривающая переработку отработавшего ядерного топлива (О-ЯТ) [1]. Одним из преимуществ замкнутого ЯТЦ является возможность радикального решения проблемы долговременного безопасного обращения с долгоживущими радионуклидами, так как переработка ОЯТ позволяет выделить их и обращаться с ними индивидуально. Фракционирование заложено в проект будущего крупномасштабного завода по переработке ОЯТ — завода РТ-2, для которого создание эффективных технологий выделения радионуклидов является актуальным.

Один из надежных способов обращения с долгоживущими радионуклидами — трапсмутация. Другой перспективный метод состоит в создании особо прочных матриц, подлежащих захоронению в геологические формации. В обоих случаях необходимо селективное выделение доягоживущих радионуклидов, содержащихся в ОЯТ.

Основная масса долгоживущих радионуклидов содержится в жидких высокоактивных отходах (ВАО) от переработки ОЯТ. Существующая практика обращения с ними (в России, Франции, Великобритании) -остекповывание с последующим контролируемым хранением стеклоблоков. Радикальные же способы обращения с долгоживущими радионуклидами (трансмутация и захоронение в геологические формации) требуют тщательной проработки и потому несколько отдалены во времени.

Однако уже и сегодняшняя практика обращения с ВАО ставит задачу селективного выделения долгоживущих радионуклидов. Это вызвано тем, что во многих случаях накопленные ВАО имеют сложный состав и содержат большие количества солей, что повышает стоимость их отверждения и последующего хранения. Поэтому целесообразно выделить долгоживущие радионуклиды из общей массы ВАО и сконцентрировать в малые объемы для последующего остекловывания, после чего балластную массу, как низкоактивные отходы (НАО), переработать более дешёвым способомнапример, цементированием для приповерхностного хранения.

Следовательно разработка эффективных технологий выделения долгоживущих радионуклидов из ВАО является актуальной как для реализации перспективных способов обращения с ними (трансмутация и захоронение), так и для существующей практики обращения с ВАО.

Среда различных способов переработки ВАО (осадительные, сорбционные, хроматографические и др.) особое место занимают экстракционные процессы. Из наиболее перспективных экстракционных систем следует выделить следующие: нейтральные фосфорорганические соединения (алкилфосфиноксиды [2−4], карбамоилфосфиноксиды [5−8], каликсарены [9]) — кислые фосфорорганические соединения (диизодецилфосфорная кислота [10], циркониевые соли диалкилфосфорных кислот [11−12]) — макроциклические соединения (краун-эфиры [13−15], каликскрауны [16]) — диамиды (DlAMEX-лроцесс [17]) — гидрофобные анионы в полярных разбавителях (хлорированный дикарболлид кобальта — ХДК [18]) — сияергетные смеси разных экстрагентов [19−21].

На сегодняшний день единственным способом, нашедшим промышленное применение, является экстракция с использованием ХДК. Технологические основы этого процесса были разработаны совместно чешскими и российскими учеными [22], после чего специалисты Радиевого института и производственного объединения «Маяк» (ПО «Маяк») довели эту разработку до внедрения на радиохимическом заводе [23,24]. В 1996 г. на ПО «Маяк» была введена в эксплуатацию нервая очередь промышленной установки УЭ-35, на которой к концу 2000 г. переработано более 600 м^ ВАО и выделено около 25 млн Ки цезия и стронция. Эха операция позволяет вдвое повысить удельную активность стеклоблоков.

Задачей второй очереди установки УЭ-35 является выделение, наряду с цезием и стронцием, актиноидов (уран, нептуний, плутоний, америций, кюрий), а также редкоземельных элементов (РЗЭ) [25]. Таким образом, для практики обращения с ВАО ПО «Маяк» является актуальной разработка технологий, которые обеспечили бы выделение цезия, стронция, актиноидов и РЗЭ.

Аналогичная проблема при переработке накопленных ВАО стоит и в других ядерных странах, в частности во Франции, Великобритании, США. Одним из объектов исследований защищаемой разработки в рамках сотрудничества с учеными США были ВАО Айдахской Национальной Инженерной Экологической Лаборатории (INEEL).

Таким образом, разработанные в данной работе экстракционные процессы (ФОР-процесс, ТРУЭКС-процесс и УНЭКС-процесс) предлагают варианты технологий для переработки кислотных ВАО, в частности, ВАО ПО «Маяк» и ядерного центра в Айдахо (США).

Цель и задачи работы.

Цель представленной работы состоит в разработке эффективных технологических процессов для выделения из ВАО долгоживущих радионуклидов, позволяющих достичь в основной массе отходов уровня активности, допустимого для приповерхностного хранения. Создание таких технологий предусматривало поиск и оптимизацию состава экстракционных систем, исследования свойств этих систем, разработку на их основе технологических схем и испытания этих схем с использованием ВАО, подлежащих переработке на радиохимических заводах. Конечной целью работы была экспериментальная проверка методов обращения с конечными продуктами разработанных технологий и оценка эффективности всего цикла переработки ВАО.

Научная новизна работы.

Разработан и экспериментально проверен на реальных материалах комплекс новых технологических процессов, обеспечивающих глубокое выделение из ВАО долгоживущих радионуклидов. Найдены и исследованы оптимальные составы экстракционных систем, отвечающие требованиям к селективности, химической, радиационной стойкости и эксплуатационной безопасности. На основе этих экстрагентов разработаны технологические схемы переработки ВАО от регенерации ОЯТ. Впервые в радиохимической практике создана технология, позволяющая в рамках одного процесса одновременно извлекать из ВАО цезий, стронций, актиноиды и РЗЭ. Эффективность разработанных схем проверена испытаниями на установках центробежных экстракторов с использованием реальных ВАО, а также проверкой методов обращения с конечными продуктами переработки. Приоритет предложенной технологии подтвержден патентами РФ и США.

Практическая значимость.

Практическая значимость работы заключается в создании технологий переработки ВАО, обеспечивающих глубокое выделение долгоживущих радионуклидов. Достигнутая полнота извлечения позволяет перевести основную массу радиоактивных отходов в категорию низкоактивных.' Тем самым процесс обращения с ВАО удешевляется, поскольку в этом случае долгоживущие радионуклиды, подлежащие остекловыванию и контролируемому хранению, концентрируются в малых объемах. Проверка методов обращения с конечными продуктами экстракционной переработки ВАО (реэкстрактом, рафинатом и отработанным экстрагентом) доказали эффективность предложенных технологий. На основе полученных результатов испытаний технологии на кислотных отходах Айдахо проведены технико-экономические исследования, которые подтвердили 23-кратное сокращение количества остеклованных ВАО.

К защите представляются:

1. Поиск и исследования экстракционных, физико-химических и операционных свойств смесей на основе фосфиноксида разнорадикального (ФОР-процесс), карбамоилфосфин-оксида (ТРУЭКС-процесс) и универсального экстрагента (УНЭКС-процесс) для выделения из ВАО цезия, стронция, технеция, актиноидов и РЗЭ.

2. Технологические схемы на основе ФОР-процесса, ТРУЭКС-процесса и УНЭКС-процесса для переработки ВАО с целью получения концентратов долгоживущих радионуклидов.

3. Результаты испытаний разработанных технологий на опытных установках НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопана», ПО «Маяк» и Айдахской Национальной Лаборатории (США) с использованием реальных ВАО радиохимических заводов.

4. Исследования и результаты проверок методов обращения с конечными продуктами технологических процессов выделения долгоживущих радионуклидов из ВАО и оценка эффективности технологий по объемам получаемых отвержденных ВАО и НАО.

Апробация работы.

Основные материалы диссертации докладывались на:

Int. Conference on Nuclear and Radiochemistry, Lindaw, FRG, 1984.

Int. Solvent Extraction Conference (ISEC'88, Moscow, 1988; ISEC'96, Melbourne, 1996; ISEC'99, Barcelona, 1999).

Symposium on Waste Management, Tucson, Arizona, 1991, 1992, 2000, 2001.

Regular Advisory Group Meetings, IAEA, Vienna, 1991, 1992, 1993, 1994.

Int. Conference and Technology Exhibition on Future Nuclear Systems (Global'93, Seattle, Washington, 1993; Global'99, Jackson, 1999).

Int. Topical Meeting on Nuclear and Hazardous Waste Management (SPECTRUM'94, Atlanta, 1994; SPECTRTJM'96, Seattle, 1996; SPECTRUM'98, Denver, 1998).

Int. Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (1CEM'95, Berlin, 1995; ICEM'97, Singapore, 1997).

Int. Radiochemical Conference, Marianske Lasne, Czech.Rep., 1998).

XI Российская конференция no экстракции, Москва, 1998.

22nd Annual Actinide Separation Conference, Chattanooga, 1998.

Третья Российская конференция по радиохимии, Санкт-Петербург, 2000.

Первая ежегодная научная конференция Минатома РФ «Ядерный топливный цикл», Москва, 2000.

Вторая ежегодная научная конференция Минатома РФ «Экология ядерного топливного цикла», Москва, 2001.

9th Int. High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWMC), Las Vegas, Nevada, 2001.

Публикации.

Результаты диссертации представлены в 37 работах (статьи, доклады, патенты, отчеты). На способ одновременного выделения из ВАО цезия, стронция, актиноидов и РЗЭ получены патенты РФ и США.

Основное содержание работы.

Одним из важных преимуществ ЗЯТЦ является возможность долговременного безопасного обращения с долгоживущями радионуклидами, к которым следует отнести изотопы цезия, стронция, иода, технеция, урана, нептуния, плутония, америция, кюрия и ряда других. Радикальными решениями этой проблемы могут быть трансмутация и/или 9 захоронение в геологические формации в виде особо прочных матриц. Оба решения требуют выделения долгоживущих радионуклидов в индивидуальном виде или в виде фракций, содержащих несколько радионуклидов, допускающих совместную переработку.

Одним из главных источников долгоживущих радионуклидов являются ВАО от переработки облученных делящихся материалов. Существующий способ обращения с ними (в России, Франции, Великобритании) состоит в осгекловывании неразделенной смеси. Однако в ряде случаев ВАО сильно засолены, поэтому уже сегодняшняя практика их переработки требует выделения долгоживущих радионуклидов в концентраты малого объема для удешевления процесса отверждения и последующего хранения отвержденных продуктов.

Экономическая эффективность перевода основной массы засоленных отходов в категорию НАО определяется огромной разницей в стоимости переработки ВАО и НАО (по оценке специалистов США — более, чем 30-кратной). Отходы такого типа накоплены во многих ядерных центрахроссийских и зарубежных: на Горно-химическом комбинате, ПО «Маяк» [26], в ядерных центрах США — в Хэнфорде, Саванна-Ривер, 1NEEL [27]. Для этих предприятий является актуальным выделение долгоживущих радионуклидов.

На ПО «Маяк» частично эта задача решена — в первой очереди промышленной установки УЭ-35 с 1996 г. уже осуществляется выделение концентрата цезия и стронция, которое позволяет удвоить удельную активность стекла. Задачей второй очереди установки является выделение всех долгоживущих радионуклидов и перевод основной массы засоленных ВАО в категорию НАО. Аналогичная задача стоит и при переработке кислотных ВАО ядерного центра в Айдахо, которая решается в рамках российско-американского сотрудничества в этой области.

Разработка трех альтернативных технологических процессов для выделения долгоживущих радионуклидов из ВАО различного состава составляет основное содержание представленной диссертационной работы (главы 1−3).

Основные результаты и выводы.

1. Разработаны 3 технологических процесса (ФОР, ТРУЭКС и УНЭКС) для фракционного или совместного выделения из накопленных и текущих ВАО радиохимических заводов долгоживущих радионуклидов (цезия, стронция, технеция, урана, нептуния, плутония и ТПЭ).

2. В результате разработки ФОР-процесса: найдены оптимальные составы экстрагента на основе ФОР в разбавителях для выделения из ВАО актиноидов, РЗЭ и технецияизучены условия эффективной экстракции и реэкстракции долгоживущих радионуклидов ФОР-экстрагентом, показаны высокие химическая и радиационная стойкость, коррозионная и пожаробезопасностьдля оптимизации режимов выделения и разделения радионуклидов ФОР-процессом созданы и применены математическая модель и программа расчетаразработаны варианты технологических схем на основе ФОР-процесса для совместного и раздельного извлечения из ВАО актиноидов и РЗЭразработанные варианты испытаны на опытных установках центробежных экстракторов или смесителей-отстойников с использованием реальных и имитаторов ВАОв испытаниях системы ФОР-ТБФ-ГХБД применительно к установке 61 «ю» ПО «Маяк» достигнуты необходимая степень извлечения актиноидов и РЗЭ и разделение их на фракции ТПЭ-НРЗЭ и уран+плутоний, получены исходные данные для проектирования 2-ой очереди фракционирования ВАОв испытаниях системы ФОР — н-додекан на реальных ВАО Айдахской Национальной Лаборатории получено извлечение актиноидов и технеция, позволяющее перевести основную массу отходов в категорию низкоактивных.

3. В результате разработки модифицированного ТРУЭКСпроцесса: разработана оригинальная модификация ТРУЭКС-процесса, использующая смесь дифенил-^Ы-дибутилкарбамоилфосфиноксида в метанитробензотрифториденайдены условия экстракции и реэкстракции в процессе совместного и раздельного выделения из ВАО актиноидов и РЗЭ, показана высокая радиационно-химическая стойкость системы и коррозионная безопасностьразработаны и проверены на имитаторах и реальных отходах варианты схем модифицированного ТРУЭКС-процесса применительно к разным типам ВАО ПО «Маяк» ;

У в испытаниях модифицированного ТРУЭКС-процесса получены необходимые показатели по извлечению и разделению фракций актиноидов и РЗЭ, подтверждены преимущества российского ТРУЭКС-процесса по сравнению с классическим, используемым в мировой практике.

4. В результате разработки УНЭКС-процесса: создана и защищена патентами РФ и США оригинальная экстракционная система на основе ХДК, КМФО и ПЭГ в полярных разбавителях, позволяющая: выделять из. кислотных ВАО одновременно цезий, стронций, уран, плутоний, нептуний, ТПЭ и РЗЭнайден оптимальный состав экстрагента для УНЭКС-процесса. содержащего хлорированный дикарбоялид кобальта, дифснил-KN-дибутилкарбамоилфосфиноксид, полиэтиленгляколь ПЭГ-400 (мольное соотношение -5:1:1) в фенилгрифторметилсульфонеизучены условия экстракции УНЭКС-экстрагентом и реэксгракции (совместной и фракционной) долгоживущих радионуклидов, доказаны высокие химическая и радиационная стойкость системы и ее компонентов, а также коррозионная и взрыво-пожаробезопасностьразработаны варианты технологических схем на основе УНЭКС-процесса, предусматривающие как совместное выделение радионуклидов из кислотных ВАО, так и разделение* их на фракции (CsCs±Srактиноиды+РЗЭ) — схемы успешно опробованы на опытных установках НПО РИ и Айдахской Национальной Лаборатории с использованием реальных ВАО и имитаторов с реальным содержанием радионуклидовоптимизация технологии на основе УНЭКС-процесса привела к созданию простой для реализации схемы, включающей 3 операции: совместную экстракцию Cs, Sr, актиноидов и РЗЭ, промывку экстракта и совместную реэкстракцию всех радионуклидовпри испытаниях схемы достигнуто извлечение радионуклидов, позволяющее перевести основную массу ВАО в категорию нюкоактивныхвозможность реализации УНЭКС-процесса в коммерческих масштабах подтверждена его испытаниями в промышленных центробежных экстракторах ЭЦР125 на имитаторах ВАОдля вторичных (конечных) продуктов УНЭКС-процесса (рафината и реэкстракта) испытаны методы их отверждениядля низкоактивного рафината проверен традиционный способ цементирования, остекловывание высокоактивного реэкстракта показало возможность получения стеклоблоков в количестве 5 л в расчете на 1 м³ перерабатываемых ВАО;

У для обращения с отработанным экстрагентом УНЭКС-процесса разработан и испытан метод регенерации, в результате которого более 90%.

74 разбавителя ФС-13 и более 40% ХДК могут быть возвращены для повторного использования,.

5. Разработанные и испытанные технологии переработки ВАО с высоким солесодержанием показали возможность глубокого выделения радионуклидов, позволяющего перевести основную массу отходов в категорию низкоактивных (НАО), пригодных для дешевого приповерхностного хранения. Результаты ТЭИ, проведенных в Айдахской Лаборатории, подтвердили, что использование УНЭКС-процесса позволит сократить количества отвержденных ВАО в 23 раза.

6. Испытания разработанных технологий показали возможность как совместного, так и индивидуачьного или группового выделения долгоживущих радионуклидов, что делает их перспективными для процессов фракционирования в целях последующей трансмутации и/или включения в особо прочные матрицы для захоронения в геологические формации. Выбор какого-либо из предложенных процессов или их сочетания зависит от количества и состава отходов, а также от конкретных условий производства и его экономических возможностей.

Автор выражает благодарность всем участникам данной работы, особенно В. А. Бабаину, В. М. Есимантовскому, Б. Н. Зайцеву, Л. Н. Лазареву, И. В. Смирнову (Радиевый институт), Г. И. Кузнецову, Л. И. Шкляру (НИКИМТ), Е. Г. Дзекуну, Ю. В. Глаголенхо, С. И. Ровному, М. В. Логунову (ПО «Маяк»), Т. Элберту, Т. Тодду, С. Хербсту, Д. Лоу, К. Брюеру (США).

Автор искренне признателен академику РАН Б. Ф. Мясоедову за постоянную поддержку и участие в настоящей работе, конструктивные дискуссии и рекомендации.

Список работ, на основе которых написана диссертация.

1*. K.N. Brewer, R.S. Herbst, A.L. Olson, Т.A. Todd, TJ. Tranter, V.N. Romanovskiy, L.N. Lazarev, B.N. Zaitsev, V.M. Esimantovski, I.Y. Smirnov, «Partitioning of Radionuclides from ICPP Sodium Bearing Waste Using Russian Phosphine Oxides and Cobalt Dicarbollide Technologies», WINCO-1230, Idaho Falls, September 1994.

2*. J.D. Law, R.S. Herbst, T.A. Todd, K.N. Brewer, V.N. Romanovskiy, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, «Flowsheet Development Studies Using Cobalt Dicarboilide and Phosphine Oxide Solvent Extraction Technologies for the Partitioning of Radionuclides from ICPP Sodium-Bearing Waste with Centrifugal Contactors, INEL-95/0500, Idaho Falls, September 1995.

3*. T.A. Todd. R.S. Herbst, J.D. Law, K.N. Brewer, V.N. Romanovskiy, V.M. Esimantovskiy, V.N. Zaitsev, I.V. Smirnov, V.A. Babain, Proceedings of the Fifth Int. Conf. on Radioactive Waste Management & Environmental Remediation (ICEM'95), Berlin, 1995, pp. 463−467.

4*. T.A. Todd, J.D. Law, R.S. Herbst, K.N. Brewer, V.N. Romanovskiy, I.V. Smirnov, B.N. Zaitsev, V.M. Esimantovskiy, V.A. Babain, Proceedings of Int. Solvent Extraction Conference (ISEC96), Melbourne, 1996, vol. 2, pp. 1303−1308.

5*. J.D. Law, T.A. Todd, R.S. Herbst, K.N. Brewer, V.N. Romanovskiy, V.A. Babain, I.V. Smirnov, B.N. Zaitsev, V.M. Esimantovskiy, Proceedings of the Int. Topical Meeting on Nuclear and Hazardous Waste Management (SPECTRUM'96), Seattle, 1996, vol.3, pp. 2308−2313.

6*. J.D. Law, K.N. Brewer, T.A. Todd, E.L. Wade, V.N. Romanovskiy, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, V.N. Zaitsev, «Flowsheet Testing of the Cobalt Dicarbollide and Phosphine oxide Solvent Extraction Processes for the Partitioning of Radionuclides from Actual ICPP Tank Waste Using Centrifugal Contactors in a Shielded Cell Facility», INEL/EXT-97−64, Idaho Falls, February 1997.

7*. B.N. Zaitsev, LB. Kvasnitsky, V.N. Romanovsky, Proc. of 9th Int. High-Level Radioactive Waste Management Conference, April 29 — May 3, 2001, Las Vegas, NV.

8*. V. Romanovskii, A. Shadrin, I. Smirnov, V. Babain, Proceedings of the Int. Topical Meeting on Nuclear and Hazardous Waste Management (SPECTRUM'94), Amer. Nucl. Society, IL, August 1994, pp. 833−835.

9*. V. Romanovskiy, I. Smirnov, A. Shadrin, «Modified TRUEX-process on the basis of bifunctional extractants», Weapon Complex Monitor-94, Phoenix, USA, 1994, pp. 207−208.

10*. V.N. Romanovskiy, I.V. Smirnov, A.Yu. Shadrin, Proceedings of Fifth Int. Conf. on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM'95), Berlin, 1995, vol. l, pp. 431−432.

11*. Romanovskiy V.N., Smirnov I.V., Shadrin A.Yu., Myasoedov B.F. et al./ SPECTRUM98, Proc. Int. Topic Meet. Nuclear and Hazardous Waste Management, Denver, Colorado, September 1998, p. 576−580.

12*. T.A. Todd, K.N. Brewer, J.D. Law, R.S. Herbst, V.N. Romanovskiy, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, Proc. of 13th Radiochemical Conference, Marianske Lazne, Czech Republic, April 1998, p. 379.

13*. T.A. Todd, V.N. Romanovskiy, J.D. Law, R.S. Herbst, K.N. Brewer, D.J. Wood, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, Proc. of Int. Conf. on Decommissioning and Decontamination and on the Nuclear and Hazardous Waste Management (SPECTRUM'98), Denver, Colorado, Vol. 2, pp. 743−747, September 1998.

14*. K.N. Brewer, T.A. Todd, J.D. Law, D.J. Wood, L.G. Olson, V.N. Romanovskiy, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, S.I. Rovniy, «The Removal of TRUs and Fission Products from Actual Radioactive Waste Using a Universal Solvent Process», INEEL/EXP-98−94, Idaho Falls, June 1998. .

15*. J D. Law, R.S. Herbst, K.N. Brewer, T.A. Todd, V.N. Romanovskiy, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, G.I. Kuznetsov, L.I. Shklyai, «Testing of a Universal Solvent for the Removal of the Radionuclides from INEEL Simulated Tank Waste Using Centrifugal Contactors», INEEL/EXT-98−544, Idaho Falls, July 1998.

16*. J.D. Law, R.S. Herbst, K.N. Brewer, T.A. Todd, V.N. Romanovskiy, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, Y.V. Glagolenko, «Demonstration of a Universal Solvent Extraction Process for the Separation of Radionuclides from Actual INEEL Sodium-Bearing Waste and Dissolved Calcine», 1NEEL-98−1 065, Idaho Falls, December 1998.

17*. J.D. Law, V.N. Romanovskiy, R.S. Herbst, K.N. Brewer, T.A. Todd, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, Proc. of 22nd Annual Actinide Separations Conference, Chattanooga, TN, April 20−23,1998.

18*. T.A. Todd, V.N. Romanovskiy, K.N. Brewer, J.L. Law, R.S. Herbst, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, Czech Journal of Physics, 1999, vol. 49, p.p. 931−936.

19*. T.A. Todd, V.N. Romanovskiy, K.N. Brewer, J.D. Law, R.S. Herbst, D.J. Wood, V.M. Esimantovskiy, IV. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, Proc. of Int. Solvent Extraction Conf. (ISEC'99), Barcelona, Spain, 1999.

20*. J.D. Law, V.N. Romanovskiy, R.S. Herbst, T.A. Todd, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, Proc. of the 4th Int. Conf. of Future Nuclear Systems (GLOBAL'99), Jackson, WY, August 28 — September 3, 1999.

21*. J.D. Law, R.S. Herbst, T.A. Todd, V.N. Romanovskiy, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, «Demonstration of the UNEX Process for the Simultaneous Separation of Cesium, Strontium and Actinides from Actual INEEL Tank Waste», INEEL/EXT-99−954, Idaho Falls, October 1999.

22*. V.N. Romanovskiy, «Review of historical development and application of separation technologies in Russia», in «Chemical Separation Technologies and Related Methods of Nuclear Waste Management, 1999 Kluwer Academic Publishers, p.p. 17−18.

23*. J.D. Law, R.S. Herbst, T.A. Todd, D.J. Wood, V.N. Romanovskiy, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, Proc. of Waste Management 2000, Tucson, AZ, February 2000.

24*. J.D. Law, R.S. Herbst, T.A. Todd, D.R. Peterman, V.N. Romanovskiy, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, «Extended Flowsheet Testing of the UNEX Process for the Simultaneous Separation of Cesium, Strontium, and the Actinides from Simulated INEFX Tank Waste», INERT ./EXT-2000;1 328, Idaho Falls, October 2000.

25*. B.H. Романовский, A.A. Римский-Корсаков, Р. И. Любцев, JI.H. Лазарев, Е. И. Ильенко, «Разработки НПО РИ в области обращения с радиоактивными отходами переработки отработавшего ядерного топлива», Материалы Третьей Российской конференции по радиохимии (Радиохимия-2000), Санкт-Петербург, 2000 г., стр. 8−9.

26*. R.S. Herbst, J.D. Law, T.A. Todd, V.N. Romanovskiy, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, Submitted to «Separation Science and Technology» in December, 2000.

27*. V.N. Romanovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, ТА. Todd, R.S. Herbst, J.D. Law, K.N. Brewer, «The Universal Solvent Extraction (UNEX) Process. I. Development of the UNEX Process Solvent for the Separation of Cesium, Strontium, and Ion Exchange, 19(1), p.p. 1−21 (2001).

28*. J.D. Law, R.S. Herbst, T.A. Todd, V.N. Romanovskiy, V.A. Babain, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, B.N. Zaitsev, «The Universal Solvent Extraction (UNEX) Process. II. Flowsheet Development and Demonstration of the UNEX Process for the Separation of Cesium, Strontium, and Actinides from Actual Acidic Radioactive Waste», in «Solvent Extraction and Ion Exchange», 19(1), p.p. 23−36 (2001).

29*. J.D. Law, R.S. Herbst, T.A. Todd, D. R, Peterman, V.N. Romanovskiy, V.M. Esimantovskiy, I.V. Smirnov, V.A. Babain, B.N. Zaitsev, Proc. of Int. Conf. «Waste Management 2001», Tucson, Arizona, February 2001.

30*. B.H. Романовский, «Российские исследования и разработки процессов фракционирования для выделения долгоживущих радионуклидов из высокоактивных отходов», в журн. «Экологическая химия», Т. 10, вып. 1, 2001 г., стр. 42−49.

31*. V. Romanovsky, I. Smirnov, V. Esimantovsky, В. Zaitsev, V. Babain, E. Dzektm, T. Todd, S. Herbst, J. Law, K. Brewer, Proc. of 9th Int. High-Levei Radioactive Waste Management Conference, April 29 — May 3, 2001, Las Vegas, NV.

32*. B.H. Романовский, И. В. Смирнов, В. А. Бабаин, T.A. Тодд, K.H. Брюер. Патент РФ на изобретение «Экстракционная смесь для одно.

78 временного выделения радионуклидов из жидких высокоактивных отходов (варианты)", N2163403, Зарегистрирован 20 февраля 2001 г.

33*. Т.А. Todd, J.D. Law, R.S. Herbst, V.N. Romanovskiy, l.V. Smimov, V.A. Babain, V.M. Esimantovskiy, B.N. Zaitsev, E.G. Nazin, G.F. Egorov, Submitted to the Int. Solvent Extraction Conference (ISEC'2002), Capetown, South Africa, March 2002.

34*. J.D. Law, T.A. Todd, R.S. Herbst, V.N. Romanovskiy, l.V. Smirnov, V.A. Babain, V.M. Esimantovskiy, B.N. Zaitsev, Submitted to the, Int. Solvent Extraction Conference (ISEC'2002), Capetown, South Africa, March 2002.

35*. J. Banace, C. Barnes, T. Battisti, S. Herrmann, S. Kosinski, S. McBride. INTEC' HLW Studies: «UNIVERSAL SOLVENT EXTRACTION FEASIBILITY STUDY», INEEL/EXT-2000;1 209, Idaho Falls, Published September, 2000.

36*. Римский-Корсахов A.A., Романовский B.H., Любцев Р. И., Лазарев Л. Н. «Разработки НПО „Радиевый институт им. В.Г. Хлонина“ в области обращения с радиоактивными отходами ЛТД». В сб. докладов 1-ой ежегодной научной конференции Минатома «Ядерный топливный цикл», 7 июня 2000 г., Москва, стр. 46−58.

37*. V.N. Rornanovsky, l.V. Smirnov, V.A. Babain, T.A. Todd, K.N. Brewer. Patent of USA: «Solvent extraction mixture for simultaneous recoveiy of radionuclides from HLW (variants)», N6258333, it was issued 10 July, 2001.