proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Способствует ли безопасности атомной отрасли закрытость (усиление режима)?
Да
Нет
Сильнее влияют другие факторы

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[19/10/2005]     Обращение с отходами при выводе из эксплуатации ЯУ

А.Ф.Нечаев, Санкт-Петербургский государственный технологический институт (технический университет)

В ближайшие 20-25 лет в России подлежат выводу из эксплуатации (ВиЭ) 30 ядерных энергоблоков АЭС, 13 промышленных реакторов, 250 кораблей с ядерными энергетическими установками и около 90 вспомогательных судов, свыше 30 исследовательских ректоров, а также ряд крупных предприятий ЯТЦ. Неотложные решения требуются по 20 открытым бассейнам хранилищам жидких РАО с суммарной активностью порядка 1.3•108 Кu, практически исчерпан проектный срок эксплуатации 16 предприятий системы "Радон", на которых сосредоточено свыше 200000 м3 РАО.

Очевидно, что массовый вывод из эксплуатации ядерных объектов – это сложная и затратная задача национального масштаба [1]. По ряду причин одним из основных барьеров на пути ее решения может стать проблема безопасного обращения с образующимися при ВиЭ отходами. Достаточно сказать, что в настоящее время в России сохраняется острый дефицит мощностей по переработке и кондиционированию даже эксплуатационных РАО и нет ни одного "могильника" для отходов ядерно-энергетического сектора. Между тем, процессы генерации отходов при ликвидации ядерных объектов, равно как и сами отходы ВиЭ, обладают рядом важных специфических особенностей, игнорирование которых способно резко обострить ситуацию.

Цель настоящего аналитического исследования состоит, прежде всего, в том, чтобы высветить проблему этой "специфичности", как таковую, определить круг тех вопросов, которые требуют обсуждения в первую очередь, и тем самым стимулировать поиск своевременных и эффективных решений.

1. Ожидаемое количество отходов

Преобладающая доля отходов образуется на стадии демонтажа ядерных установок и разрушения производственных зданий. В зависимости от принятой стратегии ВиЭ (немедленный, отложенный или частичный демонтаж с размещением новой установки в том же здании) эта стадия может наступить раньше или позже, но, в любом случае, избежать ее не удастся. Единственным исключением является вариант "захоронения по месту", когда ядерная установка, по сути, трансформируется в могильник радиоактивных отходов (см., напр., [2-4]).

Однако эта версия ВиЭ не применима к крупным ядерным установкам, а также к установкам, расположенным в густо населенных районах или в регионах с неподходящими (для "могильника"[5]) геологическими и/или гидрологическими условиями.

Практический опыт заключительной стадии ВиЭ крупных установок (АЭС, предприятий ЯТЦ и др.) достаточно ограничен. Однако попытки оценить объемы ожидаемых отходов предпринимаются давно, и сегодня эти данные широко доступны (см., напр.,[6-21]). К сожалению, оценки разных авторов могут отличаться более чем существенно.

Так, например, в проекте МАГАТЭ [21] объемы кондиционированных РАО низкой и средней активности при немедленном демонтаже одного и того же типа реакторов (ВВЭР-440) варьируются от 9500 м3 до 23000 м3, а при отложенном – от 2000 м3 до 14000 м3.

По данным Генпроектировщика количество твердых и отвержденных отходов при ВиЭ каждого блока РБМК составит около 18000 м3, в то время как оценки экспертов Курчатовского института и ЛАЭС дают цифру ~100000 м3 на блок [22].

В соответствии с [23] ВиЭ завода по обогащению урана приведет к образованию 12700 м3 низкоактивных отходов, а по данным [24] масса радиоактивно загрязненного металла составит 230000 тонн.

Основной причиной существующих разночтений является, по-видимому, отсутствие единой методологии оценки отходов ВиЭ. В частности:
– трудно сопоставлять данные, полученные на основе инженерно-радиационного обследования конкретного объекта, с результатами идеализированных машинных расчетов;
– достаточно часто сведения, представленные в единицах массы, не позволяют корректно оценить объем отходов, и наоборот. К примеру, кажущаяся плотность упакованных металлических отходов от ВиЭ АЭС Ловиза (см.[21], с.111-122) составляет 0.63 т/м3 для реакторного корпуса,0.38 т/м3 – для технологических систем вспомогательного здания и 0.12 т/м3 – для регулирующих стержней;
– во многих случаях объем отходов, подлежащих захоронению, сознательно занижается в предположении о том, что значительная часть материалов от ВиЭ непременно будет выведена из под контроля для неограниченного использования или рецикла в ядерной промышленности (см., например, [25, 26]). Альтернативный вариант даже не обсуждается, что, как будет показано ниже, может привести в будущем к серьезным затруднениям.

Разрешение подобных неопределенностей имеет исключительно важное значение для реалистичного планирования и стабильного выполнения программ ВиЭ. Между тем, предварительный вывод уже достаточно очевиден: количество отходов, ожидаемых в результате вывода из эксплуатации ядерных объектов, как правило, значительно превышает суммарный объем/массу отходов, накопленных за все время эксплуатации установок.

Это заключение бесспорно справедливо в отношении энергетических, промышленных и исследовательских ректоров; ядерных субмарин, ледоколов и лихтеровозов; предприятий ЯТЦ (за исключением, быть может, заводов РТ и производств по добыче и переработке урановой руды), хранилищ РАО, радиохимических и радиоаналитических лабораторий.

Действительно, суммарный объем твердых эксплуатационных отходов на российских АЭС составляет по данным Росэнергоатома ~110000 м3. За счет эффективной переработки он может быть снижен в 4-5 раз [22]. В то же время самые оптимистичные оценки объема твердых отходов ВиЭ дают в среднем 20000 м3 на блок, т.е. около 600000 м3 в целом по атомной энергетике РФ. При этом соотношение объемов отходов от ВиЭ и эксплуатационных твердых РАО АЭС составит примерно 22:1. Более строгие оценки для АЭС Франции приводят к соотношению (по тоннажу) 44:1 [18].

Другой пример. Масса эксплуатационных твердых отходов, накопленных на базах ВМФ, составляет 20000 т, что соответствует, примерно, 6000-10000 м3 [27], а объем, потребный для хранения реакторных отсеков выведенных из эксплуатации АПЛ, оценивается в 390000 м3 [28]. Кроме того, при ВиЭ АПЛ образуется суммарно свыше 300000 т не радиоактивных, но химически токсичных отходов, требующих специальной переработки и специальных условий захоронения [29].

При выводе из эксплуатации исследовательского реактора ВВР-С образовалось 620 тонн отходов, в то время как общая масса эксплуатационных отходов не превышала 14 тонн [30].

Эти данные призваны проиллюстрировать масштаб потребностей в инфраструктуре обращения с РАО с учетом массового вывода из эксплуатации ядерных объектов. Следует при этом иметь в виду, что в соответствии с негласно принятой стратегией эксплуатационные отходы в России, по-видимому, станут частью отходов от ВиЭ. Именно так можно расценивать и конкретные планы эксплуатирующих организаций, предусматривающие хранение РАО в остановленных реакторных блоках [4, 31], и нормативные документы, которые не требуют вывоза РАО с площадок ЯЭУ до останова последних по т.н.варианту "safestore"[32].

2. Потенциальное влияние "чистых" и "дезактивируемых" отходов и материалов

Принято считать, что преобладающая часть отходов, образующихся в процессе ВиЭ, представляет собой нерадиоактивные материалы, которые потенциально могут быть утилизованы, в том числе – в неядерных секторах экономики [19, 33, 34]. Например, согласно [35], только 2% общей массы отходов от ВиЭ АЭС относятся собственно к радиоактивным; 6% – к дезактивируемым материалам, и 92% – к "чистым" материалам. Это обстоятельство могло бы резко снизить потребности в "могильниках" РАО и уменьшить стоимость обращения с отходами в 5-15 раз [35]. Однако ожидания, связанные с возможностью радикальной минимизации отходов за счет тщательной сегрегации и/или дезактивации материалов, далеко не столь обоснованы, как это представляется на первый взгляд.

2.1. Проблемы рецикла материалов

Действительно, утилизация "очищенного" металла в промышленности может критическим образом снизить объем отходов, требующих захоронения. К примеру, в Европейском Союзе масса металлолома, ожидаемого от ВиЭ, оценивается в 30 миллионов тонн.

В настоящее время существует широкий спектр эффективных технологий дезактивации (см., напр., [36,37]), промышленный переплав освоен в России [38], и тысячи тонн металла, поступившего из ядерного сектора, уже циркулируют по всему миру. Однако будущее этого "бизнеса" в решающей мере зависит от прослеживаемости, легитимности и степени принятия общественностью.

Для того, чтобы обеспечить соответствующие условия, необходим консенсус по вопросу вывода из под контроля материалов низкой активности, т.е. международно согласованные критерии, которые обеспечивают достаточную свободу при рецикле и повторном использовании металлов, имеющих "остаточную" активность.

Предыдущие попытки установить дозовые пределы для неограниченного использования металлов, поступающих с ядерных установок, завершились неудачей [39]. Это неудивительно, если учесть, к примеру, что в Японии продукты демонтажа реактора с удельной активностью 130 Бк/кг были отнесены к категории очень низкоактивных отходов, требующих, тем не менее, захоронения в специальных хранилищах [34], в то время как в Финляндии неограниченное использование материалов допускается при удельной активности 1000 Бк/кг [20].

В настоящее время существует множество предложений (разработанных как на национальном, так и на международном уровнях) по критериям вывода материалов из-под контроля, и главная задача – согласовать позиции и выработать единые для всего мирового сообщества показатели, поскольку только в этом случае можно предотвратить межгосударственные инциденты, связанные с "нелегальным" трансграничным перемещением радиоактивных материалов. К сожалению, прошлый опыт не позволяет исключить того, что совместные усилия завершатся принятием столь низких уровней потенциального облучения, которые сделают бессмысленной всякую практическую деятельность по подготовке радиоактивно загрязненного металла к утилизации в неядерных отраслях промышленности.

Следует также иметь в виду, что уже сейчас ряд крупных компаний, занимающихся вторичной переработкой металла, отказываются принимать сырье с ядерных объектов. Это связано с вполне объяснимым стремлением производителей гарантированно защитить собственную репутацию и интересы потребителей [40,41], поскольку в мировой практике известно слишком много примеров "неожиданного" появления радиоактивности (до 1000 ГБк) в переплавленном металле [42,43].

Наконец, перспективы утилизации металла с ядерных объектов в значительной мере зависят от отношения общественности. Во многих странах существует устойчивое мнение о том, что вывод из под контроля – это фактор высокого риска, что ядерный сектор сам должен платить за произведенные отходы и не имеет права снимать с себя ответственности за контроль над ними.

При отсутствии активных упреждающих мер комбинация этих факторов – несогласованность критериев на международном уровне, настороженное отношение в металлургическом секторе и в общественной среде – может оказаться трудно преодолимым барьером на пути минимизации металлических отходов ВиЭ. Альтернатива утилизации металла очевидна – захоронение дополнительных сотен тысяч тонн отходов на общепромышленных полигонах (?) или в специализированных хранилищах НАО.

Другим мощным источником отходов при ВиЭ является бетон. Количество бетона на ядерных объектах, как правило, в 10-15 раз превышает массу металла (до 400000 тонн на блок ВВЭР-440 [21]). Большая часть бетона радиоактивно не загрязнена вовсе; существенная доля загрязненного бетона может быть относительно легко дезактивирована [19,33]. Тем не менее, возможности его повторного использования, по-видимому, в значительной мере переоценены.

Действительно, в принципе от 60 до 90% бетона, образующегося при ликвидации ядерных объектов, можно было бы рассматривать в качестве материала для неограниченного использования в неядерной сфере, но не в форме конструкционных элементов, а преимущественно – в виде "крошки". По этой причине области утилизации бетона практически ограничены засыпкой территории промплощадок, строительством дамб, возможно – созданием подстилающего слоя при строительстве дорог и, пожалуй, это почти все.

Таким образом, с достаточно большой вероятностью значительная доля ВиЭ бетона потребует захоронения, и этот вариант необходимо заблаговременно и тщательно прорабатывать.

2.2 Захоронение очень низкоактивных и "чистых" отходов

Как показано в 3.1, нерешенность ряда задач, связанных с рециклом и повторным использованием материалов, образующихся в процессе ВиЭ, может привести к резкому росту объема отходов, подлежащих захоронению. Было бы, по меньшей мере, неразумно недооценивать значимость этой проблемы. Наиболее очевидным следствием нереализованных ожиданий является реклассификация "чистых" материалов в очень низкоактивные отходы (ОНАО). Этот термин уже прочно укоренился в международном ядерном лексиконе со следующей (не очень строгой) смысловой нагрузкой: ОНАО – это отходы столь низкой активности, что захоранивать их с НАО экономически не целесообразно.

Однако формально, как официально установленная категория отходов, ОНАО не приняты ни в Европейском Союзе (за исключением Франции [44]), ни в России. Поэтому для этих материалов/отходов не существует иного пути захоронения, как вместе с низкоактивными отходами. В практическом смысле это означает, что при неблагоприятных (для рецикла) обстоятельствах во много раз могут возрасти потребности в хранилищах низкоактивных отходов.

Требует внимания и захоронение большого объема радиоактивно "чистых" отходов ВиЭ.

Во-первых, далеко не очевидно, что существующие свалки и полигоны промышленных твердых отходов способны принять "чистые" отходы с демонтируемых ядерных объектов. Скорее – нет, если учесть, что города при АЭС имеют население ~30-40 тыс. чел., а объем отходов ВиЭ может достигать сотен тысяч тонн. Если так, то потребуется создание новых полигонов со всеми вытекающими последствиями: выбор площадки, обоснование экологической безопасности, согласование, лицензирование и т.п.

Во-вторых, промышленные свалки общего назначения относятся, скорее, к компетенции муниципальных, чем региональных или федеральных властей. Более того, нельзя исключать, что возникнет необходимость в межрегиональном перемещении отходов. На этом уровне требования к захоронению "чистых" отходов ВиЭ и обычных промышленных отходов могут отличаться, что, в свою очередь, может привести к возникновению серьезных проблем регулирующего и организационного характера.

В-третьих, выше описанные неопределенности приобретают особую актуальность в случае "условно чистых", но химически токсичных или химически активных отходов, которые в процессе ВиЭ генерируются в значительных количествах (см., напр., [29]). На международном уровне проблеме переработки опасных и токсичных отходов ВиЭ уделяется серьезное внимание [45, 46], однако те аспекты, которые связаны с их безопасным захоронением, еще требуют активного изучения.

Наконец, и рецикл материалов, и захоронение "чистых" отходов на общепромышленных полигонах потребуют огромного объема работ по "выходному" радиационному контролю, поскольку все, что находится на территории ядерного объекта, a priori считается радиоактивным до тех пор, пока не будет доказано обратное.

3. Скорость генерации отходов

Как уже отмечалось, большая часть отходов образуется на стадии демонтажа/разрушения ядерного объекта.

Эта стадия, будучи начатой, не может быть растянута на продолжительный период времени, поскольку демонтаж установки – это, по сути, процесс последовательного разрушения физических барьеров безопасности. Таким образом, преобладающая часть отходов ожидается в течение 1-5 лет с момента начала демонтажа. Соответственно, скорость генерации отходов (м3/год) может быть на 1-2 порядка выше, чем при штатной эксплуатации установки. К примеру, при соотношении объемов и времени генерации 22:1 и 1:6, соответственно, скорости образования ВиЭ и эксплуатационных отходов АЭС будут соотноситься как 130:1. Важно также, что отходы, образующиеся на заключительной стадии ВиЭ, могут принципиально отличаться по размеру (регулирующий стержень и корпус реактора, к примеру), плотности (термоизоляция или бетон биологической защиты), агрегатному состоянию, токсичности (бериллий, цианиды, асбест или углеродистая сталь), химическим свойствам и т.п.

Собственно проблема состоит в том, что все эти разнородные вещества и материалы при ВиЭ (в отличие от стадии штатной эксплуатации установки) образуются практически одновременно и в больших объемах. Именно эти факторы – время, количество и неоднородность – решающим образом меняют ситуацию.

В частности, эти обстоятельства, наряду с общей философией вывода из эксплуатации ядерных объектов, оказывают критическое влияние на схему обращения с отходами: вместо подхода "перерабатывай и храни", приемлемого при нормальной эксплуатации, необходимо использовать вариант "пакуй и вывози". Последнее, очевидно, требует наличия достаточного количества подходящих (разнообразных) контейнеров; достаточного количества транспортных средств, достаточных мощностей для переработки и кондиционирования отходов (как собственно на промплощадке, так и вне ее пределов) и, помимо этого – наличия действующих полигонов захоронения или, по крайней мере, абсолютно полной ясности в отношении путей захоронения всех отходов, включая не радиоактивный "мусор", а также токсичные и химически активные отходы. В противном случае ликвидация одной ядерной установки может привести к созданию другого (их) ядерного и/или химически опасного объекта(ов) с неопределенным будущим.

4. Краткое заключение

Проблема радиоактивных отходов в России до сих пор не решена – это факт, не требующий особых доказательств.

Сегодня страна вынуждена приступить к массовому выводу из эксплуатации ядерных объектов, и этот процесс со временем будет активизироваться, сопровождаясь генерацией "новых" отходов, более сложных по составу, в гораздо больших количествах и с несравненно большей скоростью, чем при штатной эксплуатации установок.

Для того, чтобы не повторять ошибок прошлого, не оставлять потомкам неподъемного ядерного наследия (как это случилось с нынешним поколением), необходимо продуманно, системно и настойчиво работать над решением достаточно сложного, но вполне ясного по сути комплекса задач, решение которых зачастую не требует дополнительных финансовых и материальных вложений, а скорее – ясного, объективного видения ситуации, разумного планирования и жесткой координации усилий участников процесса.

Литература
1. Нечаев А.Ф. Некоторые соображения по поводу вывода из эксплуатации ядерных объектов .Мат-лы 8-й Международной конференции "Безопасность ядерных технологий" (27.09-01.10.2004, Санкт Петербург). СПб: Pro Атом, 2004, с.340-342.
2. Симановский В.М. и др. Проектные решения по ликвидации открытых водных бассейнов на примере В-1 и В-2 СХК. Мат-лы 3-й Международной конференции "Радиационная безопасность" (31.10-04.11.2000, Санкт Петербург). СПб: Рестэк, 2000, с.241-243.
3. Григорьев В.В и др. Вывод из эксплуатации исследовательского реактора и его радиохимических лабораторий. Там же, с.235-238.
4. Шидловский В.В.и др. Проблемы обращения с реакторным графитом остановленных промышленных уранграфитовых реакторов СХК. Мат-лы 7-й Международной конференции "Безопасность ядерных технологий" (27.09-01.10.2004, С.-Петербург), СПб: ProАтом, 2004, с.480-485.
5. Оценка безопасности приповерхностных хранилищ радиоактивных отходов (РБ 011 2000), М.: ГАН РФ, 2000.
6. US NUCLEAR REGULATORY COMMISSION. Technology,Safety and Costs of Decommissioning a Reference Nuclear Fuel Reprocessing Plant.Rep.NUREG 0278,Washington DC, 1977.
7. Smith,G.M., et.al. Methodology for Evaluating Radiological Consequences of the Management of Very Low Level Solid Waste. Rep.EUR 10058, Luxembourg, 1985.
8. Cregut,A., Roger, J.Inventory of Information for the Identification of Guiding Principles in the Decommissioning of Nuclear Installations.Rep.EUR 13642,Luxembourg, 1991.
9. Smith,G.M., et.al.Technology, Safety and Costs of Decommissioning a Reference Pressurised Water Reactor Power Station. Rep.NUREG GR 130,Washington DC,1978.
10. A Report by an Expert Group on Decommissioning of Nuclear Facilities: Feasibility, Needs and Costs. Paris: OECD NEA, 1986.
11. US NUCLEAR REGULATORY COMMISSION. Technology,Safety and Costs of Decommissioning Reference Nuclear Research and Test Reactors.Rep.NUREG 1756,Washington DC, 1982.
12. US NUCLEAR REGULATORY COMMISSION. Technology,Safety and Costs of Decommissioning Reference Non Fuel Cycle Nuclear Facilities.Rep. NUREG 0278, Washington DC, 1977.
13. Ponomarev Stepnoy, N.N., et.al.Decommissioning of Research Reactors at the Russian Research Center "Kurchatov Institute". Proc.Intern. Conf.on Safe Decommissioning for Nuclear Activities (14-18 October 2002, Berlin). Vienna: IAEA, 2002, p.352-358.
14. Abramenkovs,A., et.al. Decommissioning of Salaspils Nuclear Reactor.Ibid., p.287-293.
15. Del Lucchese, M.,et.al. The Decommissioning of the Trino Nuclear Power Plant.Ibid., p.255-265.
16. Garlea,C., et.al.Safe Decommissioning of the Romanian VVR S Research Reactor.Ibid., p.220-228.
17. Bitetti,b., et.al.RAIMAN a Methodology for the Evaluation of Decommissioning Waste.Ibid., p.138-143.
18. Dutzer,M.The Decommissioning of Nuclear Facilities in France: Radioactive Waste Management.Proc.NEA/IAEA/EC Workshop on the Regulatory Aspects of Decommissioning (19-21 May 1999, Rome). Rome: ANPA, 1999, p.127-133.
19. Schrauben,M. The Management of Materials and Waste from Decommissioning in Belgium.Ibid., p.117-126.
20. Ruokola,E.Decommissioning Plans in Finland. Ibid.,p.125-139.
21. INTERNATIONAL ATOMIC AGENCY.Decommissioning Costs of WWER 440 Nuclear Power Plants.IAEA TECDOC 1322, Vienna, 2002.
22. Былкин Б.К.и др. Обращение с эксплуатационными радиоактивными отходами на ЛАЭС. Экология и атомная энергетика, 2004, №1 (4), с.40-45.
23. Forsberg,C.W., et.al.Flowsheets and Source Terms for Radioactive Waste Projections. Rep.ORNL TM 8462, Washington DC, 1985.
24. Бунтушкин В.П. и др. Проблемы обращения с металлическими радиоактивными отходами в Российской Федерации и деятельность ЗАО "Экомет-С" в этой области. Мат-лы 5-й Международной конференции "Радиационная безопасность" (24-27.09.2002, Санкт-Петербург). СПб: Рестэк, 2002, с.85-94.
25. Carboneras, P.The Spanish Decommissioning Viewpoint.Proc.NEA/IAEA/EC Workshop on the Regulatory Aspects of Decommissioning (19-21 May 1999, Rome). Rome: ANPA,1999, p.187-205.
26. Jones, J.Operational Decommissioning Experience and Perspective.Ibid., p.99-111.
27. Довгуша В.В., Тихонов М.Н. О потенциальной ядерной и радиационной опасности при комплексной утилизации атомных подводных лодок и судов с ядерными энергетическими установками. Мат-лы 5-й Международной конференции "Радиационная безопасность" (24-27.09.2002, Санкт-Петербург). СПб: Рестэк, 2002, с. 226-242.
28. Куликов И.Д. и др. Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации реакторных блоков по варианту "захоронение". Мат-лы 3-й Международной конференции "Радиационная безопасность" (31.10-04.11.2000, Санкт-Петербург). СПб: Рестэк, 2000, с.238-241.
29. Цыков С.Ф. Проблемы безопасности при обращении с промышленными отходами на ФГУП "ПО Севмаш". Тез. докл. Международного семинара "Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок" (4-9 июля 2001 г., Северодвинск), С Д:изд. СМ, 2001, с.61-66.
30. Nechaev A.F. Prinsipal Results of "DEWAM" Project Implementation. IAEA TECDOC 1273.Vienna:IAEA, 2002, p.169-191.
31. Лебедев В.И. и др. Концептуальные аспекты вывода из эксплуатации 1-го блока Ленинградской АЭС. Экология и атомная энергетика, 2001, №1, с.32-37.
32. Требования к содержанию программы вывода из эксплуатации блока атомной станции (РБ 013 2000).М.:ГАН РФ, 2000,с. 10,14.
33. Graf,A.et.al.Treatment of Concrete Bars from the Dismantling of Hot Cells.Proc.Intern.Conf.on Safe Decommissioning for Nuclear Activities (14-18 October 2002, Berlin). Vienna: IAEA, 2002, p.319-325.
34. Tanaka M., Minoru O. Еxperience and Current Discussion on Management of Materials from Decommissioning in Japan. Proc.NEA/IAEA/EC Workshop on the Regulatory Aspects of Decommissioning (19-21 May, 1999, Rome). Rome: ANPA, 1999, p.141-146.
35. Thierfeldt S.Release of Materials from Regulatory Control.IAEA Training Course on Decommissioning of NPPs, 23 June - 4 July 2003, Karlsruhe (C7 RER 4.025 008).
36. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY.State of the Art Technology for Decontamination and Dismantling of Nuclear Facilities.TRS №395.Vienna: IAEA, 1999.
37. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Methods for the Minimization of Radioactive Waste from Decontamination and Decommissioning of Nuclear Facilities.TRS №401.Vienna:IAEA,2001.
38. Гелбутовский А.Б.и др.Комплекс ЗАО "Экомет С"по переработке и утилизации металлических радиоактивных отходов. Опыт эксплуатации. Мат-лы 7-й Международной конференции "Безопасность ядерных технологий" (27.09-01.10.2004, Санкт Петербург). СПб: ProАтом, 2004, с.162-167.
39. Dicus,G.USA Regulatory Experience and Perspective in Decommissioning.Proc.NEA/IAEA/EC Workshop on the Regulatory Aspects of Decommissioning (19-21 May, 1999, Rome). Rome:ANPA,19999,p.77-85.
40. Amedro G.Regulatory and Radiation Protection Questions in the Recycling of Iron and Steel.Ibid.,p.247 252.
41. Askew M. The Recycling of Aluminium and its Alloys from Decommissioned Nuclear Facilities –A View from the UK Recycling Industry.Ibid.,p.253-254.
42. Dicus G.J.USA Perspectives:Safety and Security of Radioactive Sources.IAEA Bulletin,1999,Vol.41,№3, p.22-27.
43. Gonzales A.I.Strengthening the Safety of Radiation Sources and Security of Radioactive Materials:Timely action.Ibid.,p.3-27.
44.Vankerckhoven P. Decommissioning Policies in Europe and the EC Programmes.Proc. NEA/IAEA/EC Workshop on the Regulatory Aspects of Decommissioning (19-21 May 1999, Rome). Rome: ANPA, 1999, p.61-73.
45. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Management of Some Problematic Waste Generated During Decommissioning of Nuclear Facilities (in preparation).
46. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY.Management of Low and Intermediate Level Radioactive Waste with Regards to Their Chemical Toxicity.IAEA TECDOC 1325.Vienn:IAEA,2003.


По материалам конференции «Безопасность ядерных технологий: экономика безопасности и обращение с ИИИ»  

 
Связанные ссылки
· Больше про Обращение с РАО и ОЯТ
· Новость от PRoAtom


Самая читаемая статья: Обращение с РАО и ОЯТ:
Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 5
Ответов: 1


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 0 Комментарии
Спасибо за проявленный интерес





Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.08 секунды
Рейтинг@Mail.ru