<?xml version="1.0" encoding="UTF-8"?>
<!DOCTYPE article PUBLIC "-//NLM//DTD JATS (Z39.96) Journal Publishing DTD v1.3 20210610//EN" "JATS-journalpublishing1-3.dtd">
<article article-type="research-article" dtd-version="1.3" xmlns:mml="http://www.w3.org/1998/Math/MathML" xmlns:xlink="http://www.w3.org/1999/xlink" xmlns:xsi="http://www.w3.org/2001/XMLSchema-instance" xml:lang="ru"><front><journal-meta><journal-id journal-id-type="publisher-id">firesmi</journal-id><journal-title-group><journal-title xml:lang="ru">Пожаровзрывобезопасность/Fire and Explosion Safety</journal-title><trans-title-group xml:lang="en"><trans-title>Pozharovzryvobezopasnost/Fire and Explosion Safety</trans-title></trans-title-group></journal-title-group><issn pub-type="ppub">0869-7493</issn><issn pub-type="epub">2587-6201</issn><publisher><publisher-name>ФГБОУ ВО «Национальный исследовательский Московский государственный строительный университет»</publisher-name></publisher></journal-meta><article-meta><article-id pub-id-type="doi">10.22227/0869-7493.2025.34.04.32-41</article-id><article-id custom-type="elpub" pub-id-type="custom">firesmi-1526</article-id><article-categories><subj-group subj-group-type="heading"><subject>Research Article</subject></subj-group><subj-group subj-group-type="section-heading" xml:lang="ru"><subject>БЕЗОПАСНОСТЬ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ И ОБОРУДОВАНИЯ</subject></subj-group><subj-group subj-group-type="section-heading" xml:lang="en"><subject>SAFETY OF TECHNOLOGICAL PROCESSES AND EQUIPMENT</subject></subj-group></article-categories><title-group><article-title>Оценка пожаровзрывобезопасного применения анионообменной смолы АВ-17-8 в нитратной форме в сорбционной колонне</article-title><trans-title-group xml:lang="en"><trans-title>Assessment of fire and explosion safe use of the anion exchange resin AV-17-8 in nitrate form in a sorption column</trans-title></trans-title-group></title-group><contrib-group><contrib contrib-type="author" corresp="yes"><contrib-id contrib-id-type="orcid">https://orcid.org/0009-0003-7393-5173</contrib-id><name-alternatives><name name-style="eastern" xml:lang="ru"><surname>Кощеева</surname><given-names>А. М.</given-names></name><name name-style="western" xml:lang="en"><surname>Koscheeva</surname><given-names>A. M.</given-names></name></name-alternatives><bio xml:lang="ru"><p>КОЩЕЕВА Александра Михайловна, к.х.н., начальник участка экспериментальных исследований безопасности объектов использования атомной энергии</p><p> 107140, г. Москва, ул. Малая Красносельская, 2/8, корп. 5</p></bio><bio xml:lang="en"><p>Aleksandra M. KOSCHEEVA, Cand. Sci. (Chem.), Head of the Laboratory for Experimental Research, Division for Safety of Fuel Cycle Facilities</p><p>Malaya Krasnoselskaya st., 2/8 5, Moscow, 107140</p></bio><email xlink:type="simple">koscheeva@secnrs.ru</email><xref ref-type="aff" rid="aff-1"/></contrib><contrib contrib-type="author" corresp="yes"><contrib-id contrib-id-type="orcid">https://orcid.org/0009-0008-1657-4064</contrib-id><name-alternatives><name name-style="eastern" xml:lang="ru"><surname>Шеламов</surname><given-names>К. В.</given-names></name><name name-style="western" xml:lang="en"><surname>Shelamov</surname><given-names>K. V.</given-names></name></name-alternatives><bio xml:lang="ru"><p>ШЕЛАМОВ Кирилл Владимирович, младший научный сотрудник</p><p>107140, г. Москва, ул. Малая Красносельская, 2/8, корп. 5</p></bio><bio xml:lang="en"><p>Kirill V. SHELAMOV, junior researcher</p><p>Malaya Krasnoselskaya st., 2/8 5, Moscow, 107140</p></bio><email xlink:type="simple">shelamov@secnrs.ru</email><xref ref-type="aff" rid="aff-1"/></contrib><contrib contrib-type="author" corresp="yes"><contrib-id contrib-id-type="orcid">https://orcid.org/0009-0007-0961-6759</contrib-id><name-alternatives><name name-style="eastern" xml:lang="ru"><surname>Понизов</surname><given-names>А. В.</given-names></name><name name-style="western" xml:lang="en"><surname>Ponizov</surname><given-names>A. V.</given-names></name></name-alternatives><bio xml:lang="ru"><p>ПОНИЗОВ Антон Владимирович, к.т.н., заместитель директора</p><p> 107140, г. Москва, ул. Малая Красносельская, 2/8, корп. 5</p></bio><bio xml:lang="en"><p>Anton V. PONIZOV, Cand. Sci. (Eng.), deputy director</p><p>Malaya Krasnoselskaya st., 2/8 5, Moscow, 107140</p></bio><email xlink:type="simple">ponizov@secnrs.ru</email><xref ref-type="aff" rid="aff-1"/></contrib></contrib-group><aff-alternatives id="aff-1"><aff xml:lang="ru"><institution>Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности (НТЦ ЯРБ)</institution><country>Россия</country></aff><aff xml:lang="en"><institution>Scientific and engineering centre for nuclear and radiation safety (STC NRS)</institution><country>Russian Federation</country></aff></aff-alternatives><pub-date pub-type="collection"><year>2025</year></pub-date><pub-date pub-type="epub"><day>29</day><month>08</month><year>2025</year></pub-date><volume>34</volume><issue>4</issue><fpage>32</fpage><lpage>41</lpage><permissions><copyright-statement>Copyright &amp;#x00A9; Кощеева А.М., Шеламов К.В., Понизов А.В., 2025</copyright-statement><copyright-year>2025</copyright-year><copyright-holder xml:lang="ru">Кощеева А.М., Шеламов К.В., Понизов А.В.</copyright-holder><copyright-holder xml:lang="en">Koscheeva A.M., Shelamov K.V., Ponizov A.V.</copyright-holder><license xml:lang="ru" license-type="creative-commons-attribution" xlink:href="https://creativecommons.org/licenses/by/4.0/" xlink:type="simple"><license-p>Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.</license-p></license><license xml:lang="en" license-type="creative-commons-attribution" xlink:href="https://creativecommons.org/licenses/by/4.0/" xlink:type="simple"><license-p>This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.</license-p></license></permissions><self-uri xlink:href="https://www.fire-smi.ru/jour/article/view/1526">https://www.fire-smi.ru/jour/article/view/1526</self-uri><abstract><sec><title>Введение</title><p>Введение. На объектах использования атомной энергии широко применяются ионообменные смолы (ИОС). При эксплуатации смол в азотнокислых средах не исключено их саморазложение при повышенных температурах, что может приводить к аварийным ситуациям. Известно, что анионообменные смолы в нитратной форме разлагаются при температурах выше 220 °С с тепловыделением, превышающим 300 Дж/г, что может представлять потенциальную опасность для технологий извлечения, разделения и очистки радио­нуклидов.</p></sec><sec><title>Цель и задачи</title><p>Цель и задачи. Целью данной работы является оценка граничных условий пожаровзрывобезопасного применения анионита АВ-17-8 в сорбционной колонне. Задачи включают исследование термической стабильности анионита методом дифференциально-сканирующей калориметрии, оценку кинетических параметров протекающих реакций окисления, моделирование процесса тепловыделения в сорбционной колонне. С учетом полученных данных проведена оценка граничных условий возникновения теплового взрыва в оборудовании с АВ-17-8.</p></sec><sec><title>Методическая часть</title><p>Методическая часть. При изучении термической стабильности образцов нагрев проводили в синхронном термическом анализаторе STA 449 F3 Jupiter. Последующую обработку данных осуществляли с использованием программного комплекса Arks фирмы ЗАО «Химинформ», этапы которой включали первичную обработку (вычитание базовой линии, восстановление данных, определение величин тепловых эффектов) и последующее моделирование тепловыделения в колонне, заполненной сорбентом, с определенными геометрическими и теплофизическими параметрами.</p></sec><sec><title>Результаты и обсуждение</title><p>Результаты и обсуждение. Методом ДСК установлено, что смола АВ-17-8 в нитратной форме разлагается в две стадии в диапазоне температур 100–200  и 200–320 °С с тепловыделением 148 ± 13  и 425 ± 43 Дж/г соответственно. Для двух экзотермических эффектов оценены кинетические параметры разложения анионита, с помощью которых определены граничные температуры возникновения теплового взрыва в сорбционной колонне в зависимости от ее геометрии.</p></sec><sec><title>Выводы</title><p>Выводы. Программный комплекс Arks позволяет моделировать условия возникновения теплового взрыва в технологическом оборудовании. С учетом оцененных параметров представляется возможным спрогнозировать развитие неуправляемых экзотермических реакций, которые определяют пожаровзрывобезопасность применения анионообменных смол.</p></sec></abstract><trans-abstract xml:lang="en"><sec><title>Introduction</title><p>Introduction. Ion exchange resins are widely used at nuclear fuel cycle facilities. During the exploitation of resins in nitric acid solutions, its self-decomposition at high temperatures is not excluded, which can lead to accidental situations. It is known that anion exchange resins in nitrate form decompose with heat release with the value higher than 300 J/g at the temperatures above 220 °С, which may pose a potential danger to technologies of extraction, separation and purification of radionuclides.</p></sec><sec><title>Aims and objectives</title><p>Aims and objectives. In this study, the problem was set to assess boundary conditions of fire and explosion safe use of AV-17-8 anion exchange resins in a sorption column. The objectives included the following steps: investigation of thermal stability of the anionite by differential scanning calorimetry; assessment of the kinetic parameters of the ongoing oxidation reactions; modeling of the process of the heat release in a sorption column. Based on the data obtained, the assessment of the boundary condition for a thermal explosion occurrence in equipment with AV-17-8 was carried out.</p></sec><sec><title>Methodology</title><p>Methodology. For the investigation of the samples under study thermal stability, the heating was conducted in synchronous thermal analyzer STA 449 F3 Jupiter. Subsequent data analysis was performed in the Arks specialized software CJSC “Khiminform”, the stages of which included primary processing (base line subtraction, deconvolution of the heat flow signal, determination of thermal effects values), and modeling of the heat release in the column filled with sorbent with certain geometric and thermophysical parameters.</p></sec><sec><title>Results and discussion</title><p>Results and discussion. It was determined by differential scanning calorimetry that the AV-17-8 resin in nitrate form decomposes in two stages at the temperature ranges of 100–200 and 200–320 °С with the heat release values of 148 ± 13 and 425 ± 43 J/g respectively. For these two exothermic effects, the kinetic parameters of the anionite decomposition, with the use of which the boundary temperatures of a thermal explosion in the sorption column depending on its radius are determined.</p></sec><sec><title>Conclusion</title><p>Conclusion. The Arks software provides an opportunity to simulate conditions for a thermal explosion occurrence in technological equipment. Considering the estimated parameters, it is possible to predict the development of uncontrolled exothermic reactions which determine fire and explosion safety of anion exchange resins application.</p></sec></trans-abstract><kwd-group xml:lang="ru"><kwd>ионообменная смола</kwd><kwd>моделирование</kwd><kwd>кинетические параметры</kwd><kwd>термическая стабильность</kwd><kwd>пожаровзрывоопасность</kwd></kwd-group><kwd-group xml:lang="en"><kwd>ion exchange resin</kwd><kwd>modeling</kwd><kwd>kinetic parameters</kwd><kwd>thermal stability</kwd><kwd>fire and explosion hazard</kwd></kwd-group></article-meta></front><back><ref-list><title>References</title><ref id="cit1"><label>1</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Brook B.W., Alonso A., Meneley D.A., Misak J., Blees T., van Erp J.B. Why nuclear energy is sustainable and has to be part of the energy mix // Sustainable Materials and Technologies. 2014. Vol. 1–2. Pp. 8–16. DOI: 10.1016/j.susmat.2014.11.001</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Brook B.W., Alonso A., Meneley D.A., Misak J., Blees T. et al. Why nuclear energy is sustainable and has to be part of the energy mix. Sustainable Materials and Technologies. 2014; 1-2:8-16. DOI: 10.1016/j.susmat.2014.11.001</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit2"><label>2</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Rodríguez-Penalonga L., Moratilla Soria B.Y. A review of the nuclear fuel cycle strategies and the spent nuclear fuel management technologies // Energies. 2017. Vol. 10. No. 8. P. 1235. DOI: 10.3390/en10081235</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Rodríguez-Penalonga L., Moratilla Soria B.Y. A review of the nuclear fuel cycle strategies and the spent nuclear fuel management technologies. Energies. 2017; 10(8):1235. DOI: 10.3390/en10081235</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit3"><label>3</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Глебов А.П. Развитие атомной энергетики в России и мире с реакторами поколений 3+ и 4 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2020. № 1. С. 77–93. DOI: 10.55176/2414-1038-2020-1-77-93. EDN NZSJEN.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Glebov A.P. Development of nuclear power in Russia and the world with generation 3+ and 4 reactors. Problems of atomic science and technology series nuclear and reactor constants. 2020; 1:77-93. DOI: 10.55176/2414-1038-2020-1-77-93. EDN NZSJEN. (rus).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit4"><label>4</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Адамов Е.О., Асмолов В.Г., Большов Л.А., Иванов В.К. Двукомпонентная ядерная энергетика // Вестник российской академии наук. 2021. Т. 91. № 5. С. 450–458. DOI: 10.31857/S0869587321050029. EDN OXNFZF.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Adamov E.O., Asmolov V.G., Bolshov L.A., Ivanov V.K. Two-component nuclear power engineering. Herald Russian Academy of Sciences. 2021; 91(5):450-458. DOI: 10.31857/S0869587321050029. EDN OXNFZF. (rus).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit5"><label>5</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Оленин Ю.А., Игоревич И.В. Актуальные научно-технические проблемы атомной энергетики // Вестник Российской академии наук. 2019. Т. 89. № 4. С. 335–342. DOI: 10.31857/S0869-5873894335-342. EDN DLNNXZ.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Olenin Y.A., Il’gisonis V.I. Challenging scientific and technical problems of nuclear power. Herald of the Russian Academy of Sciences. 2019; 89(4):335-342. DOI: 10.31857/S0869-5873894335-342. EDN DLNNXZ. (rus).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit6"><label>6</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Пензин Р.А., Свитцов А.А. Развитие технологий обращения с жидкими радиоактивными отходами АЭС // Радиоактивные отходы. 2020. № 4 (13). С. 90–98. DOI: 10.25283/2587-9707-2020-4-90-98. EDN BVKZTV.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Penzin R.A., Svitsov A.A. Development of Technologies for Handling Liquid Radioactive Waste of Nuclear Power Plants. Radioactive Waste. 2020; 4(13):90-98. DOI: 10.25283/2587-9707-2020-4-90-98. EDN BVKZTV. (rus).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit7"><label>7</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Адамов Е.О., Мочалов Ю.С., Рачков В.И., Хомяков Ю.С., Кащеев В.А., Хаперская А.В. и др. Переработка отработавшего ядерного топлива и рециклирование ядерных материалов в двухкомпонентной ядерной энергетике // Атомная энергия. 2021. Т. 130. № 1. С. 28–34. EDN QSPXSB.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Adamov E.O., Mochalov Y.S., Rachkov V.I., Khomyakov Y.S., Shadrin A.Y., Kascheev V.A. et al. Spent nuclear fuel reprocessing and nuclear materials recycling in two-component nuclear energy. Atomic energy. 2021; 130(1):28-34. EDN QSPXSB. (rus).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit8"><label>8</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Abdel Rahman R.O., Metwally S.S., El-Kamash A.M. Life cycle of ion exchangers in nuclear industry: application and management of spent exchangers // Handbook of Ecomaterials. 2019. Vol. 5. Pp. 3709–3732. DOI: 10.1007/978-3-319-68255-6_108. EDN TRIGLR.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Abdel Rahman R.O., Metwally S.S., El-Kamash A.M. Life cycle of ion exchangers in nuclear industry: application and management of spent exchangers. Handbook of Ecomaterials. 2019; 5:3709-3732. DOI: 10.1007/978-3-319-68255-6_108. EDN TRIGLR.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit9"><label>9</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Wang J., Wan Z. Treatment and disposal of spent radioactive ion-exchange resins produced in the nuclear industry // Progress in Nuclear Energy. 2015. Vol. 78. Pp. 47–55. DOI: 10.1016/j.pnucene.2014.08.003. EDN URURSH.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Wang J., Wan Z. Treatment and disposal of spent radioactive ion-exchange resins produced in the nuclear industry. Progress in Nuclear Energy. 2015; 78:47-55. DOI: 10.1016/j.pnucene.2014.08.003. EDN URURSH.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit10"><label>10</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Calmon C. Explosion hazards of using nitric acid in ion-exchange equipment // Chemical engineering. 1980. Vol. 87. No. 23. Pp. 271–274.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Calmon C. Explosion hazards of using nitric acid in ion-exchange equipment Chemical engineering. 1980; 87(23):271-274.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit11"><label>11</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Тулупов П.Е., Полянский Н.Г. Термическая устойчивость анионообменных смол // Успехи химии. 1973. Т. 42. № 9. С. 754–771. DOI: 10.1070/RC1973v042n09ABEH002730</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Tulupov P.E., Polyanskiy N.G. Thermal Stability of Anion-exchange Resins. Russian Chemical Reviews. 1973; 42(9):754-771. DOI: 10.1070/RC1973v042n09ABEH002730 (rus).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit12"><label>12</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Осташкина Е.Е., Савкин А.Е. Научно-технологическое обоснование выбора способа кондиционирования отработавших радиоактивных ионообменных смол // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. 2020. № 3 (104). С. 37–50. EDN CWAYAN.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Ostashkina Е.Е., Savkin А.Е. Scientific and technological justification of the choice of a method for conditioning spent radioactive ion exchange resins. Problems of nuclear science and technology. Series: materials science and new materials. 2020; 3(104):37-50. EDN CWAYAN. (rus).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit13"><label>13</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Андреева Е.В., Костов М.А., Наземцева Г.И., Чупрынин С.А. Анализ и обобщение опыта методов переработки отработавших ионообменных смол // Энергетические установки и технологии. 2015. Т. 1. № 1. С. 71–77. EDN VPNTTR.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Andreeva E.V., Kostov M.A., Nazemtseva G.I., Chuprynin S.A. The analysis and generalization experience of methods for wasted ion-exchanging resins processing. Power plants and technologies. 2015; 1(1):71-77. EDN VPNTTR. (rus).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit14"><label>14</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Wang J., Wan Z. Treatment and disposal of spent radioactive ion-exchange resins produced in the nuclear industry // Progress in Nuclear Energy. 2015. Vol. 78. Pp. 47–55. DOI: 10.1016/j.pnucene.2014.08.003. EDN URURSH.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Wang J., Wan Z. Treatment and disposal of spent radioactive ion-exchange resins produced in the nuclear industry. Progress in Nuclear Energy. 2015; 78:47-55. DOI: 10.1016/j.pnucene.2014.08.003. EDN URURSH.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit15"><label>15</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Li J., Wang J. Advances in cement solidification technology for waste radioactive ion exchange resins : a review // Journal of hazardous materials. 2006. Vol. 135. No. 1–3. Pp. 443–448. DOI: 10.1016/j.jhazmat.2005.11.053. EDN KJXFMF.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Li J., Wang J. Advances in cement solidification technology for waste radioactive ion exchange resins : a review. Journal of hazardous materials. 2006; 135(1-3):443-448. DOI: 10.1016/j.jhazmat.2005.11.053. EDN KJXFMF.</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit16"><label>16</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Chun U.K., Choi K., Yang K.H., Park J.K., Song M.J. Waste minimization pretreatment via pyrolysis and oxidative pyrolysis of organic ion exchange resin // Waste Management. 1998. Vol. 18. No. 3. Pp. 183–196. DOI: 10.1016/S0956-053X(98)00020-8</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Chun U.K., Choi K., Yang K.H., Park J.K., Song M.J. Waste minimization pretreatment via pyrolysis and oxidative pyrolysis of organic ion exchange resin. Waste Management. 1998; 18(3):183-196. DOI: 10.1016/S0956-053X(98)00020-8</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit17"><label>17</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Сорокин В.Т., Дёмин А.В., Прохоров Н.А., Великина С.А., Гатауллин Р.М., Меделяев И.А. Хранение отработавших ионообменных смол низкого и среднего уровня удельной активности в контейнерах типа НЗК без включения в матрицу // Ядерная и радиационная безопасность. 2009. № 4 (54). С. 19–22. EDN KXSFXF.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Sorokin V.T., Demin A.V., Prohorov N.А., Velikina S.А. Storage of spent ion exchange resins of low and medium specific activity levels in containers of the NPC type without inclusion in the matrix. Nuclear and radiation safety journal. 2009; 4(54):19-22. EDN KXSFXF. (rus).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit18"><label>18</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Петров С.С., Гоменюк И.В., Корнюшкина О.В., Матвеенко А.В., Родин А.В., Шкурыгин Д.М. и др. Оценка безопасности применения технологии кондиционирования ОИОС методом их осушки (обезвоживания) // Радиоактивные отходы. 2024. № 3 (28). С. 7–18. DOI: 10.25283/2587-9707-2024-3-7-18</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Petrov S.S., Gomenyuk I.V., Kornyushkina O.V., Matvеenko A.V., Rodin A.V., Shkurygin D.M. et al. Safety Assessment of a SIER Conditioning Method Based on SIER Dehydration (Dewatering). Radioactive Waste. 2024; 3(28):7-18. DOI: 10.25283/2587-9707-2024-3-7-18 (rus).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit19"><label>19</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Родин А.В., Шеламов К.В., Гёзалян Л.В., Понизов А.В., Шарафутдинов Р.Б. Оценка условий самовозгорания анионообменных смол в нитратной форме в осушенном виде // Ядерная и радиационная безопасность. 2023. № 3 (109). С. 5–19. DOI: 10.26277/SECNRS.2023.109.3.001. EDN PZPUJI.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Rodin A.V., Shelamov K.V., Gezalyan L.V., Ponizov A.V., Sharafutdinov R.B. Estimation of conditions of self-ignition of dried anion-exchange resins in nitrate form. Nuclear and radiation safety journal. 2023; 3(109):5-19. DOI: 10.26277/SECNRS.2023.109.3.001. EDN PZPUJI. (rus).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit20"><label>20</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Бенин А.И. Программный комплекс «Тепловой взрыв» (TSS). Научные основы и методология. СПб : Литео, 2017. 672 с. EDN KSKSTT.</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Benin A.I. Software Package “Thermal Explosion” (TSS). Scientific Basis And Modelling. St. Petersburg, Liteo, 2017; 672. EDN KSKSTT. (rus).</mixed-citation></citation-alternatives></ref></ref-list><fn-group><fn fn-type="conflict"><p>The authors declare that there are no conflicts of interest present.</p></fn></fn-group></back></article>
