[20/06/2019] О недопустимости захоронения ядерных реакторов на месте
Б.Е. Серебряков, к.ф.-м.н., Москва
На Сибирском химическом комбинате
(СХК) в 2015 году был захоронен реактор ЭИ-2 вместе с графитовой кладкой в
месте его расположения. Этот опыт собираются перенять на Горно-химическом
комбинате (ГХК). Захоронение реакторов проводится без надлежащей оценки
безопасности будущих поколений. В статье на основе простых расчетов показано,
что загрязнение подземных вод от захороненных реакторов может превысить все
мыслимые пределы, что подтверждает вывод о недопустимости захоронения ядерных реакторов на месте.
Захоронение реакторов на СХК. Инфильтрационный поток
Я уже писал о
недопустимости захоронения реакторов в месте их расположения, из-за отсутствия
надлежащих оценок безопасности [1]. В этой статье я привел описание возможных
процессов, которые могут привести к недопустимому загрязнению грунтовых вод. В
данной статье попробую показать на количественном уровне, к чему может привести
такое захоронение, используя простые расчеты возможной активности подземных
вод.
На рисунке 1
показана схема захоронения реактора ЭИ-2 согласно [2]. Для захоронения реактора
все наземные постройки были демонтированы, а подземные полости были заполнены
глиной и бетоном. На рисунке 1, глина
показана желтым, бетон – серым, грунт - коричневым. На рисунке 1 боковые
глиняные экраны отсутствуют, нет и верхнего глиняного экрана.
На самом деле
верхний экран существует, просто он не показан на рисунке 1. В [3] есть описание
верхнего защитного экрана, состоящего из нескольких слоев, в т.ч. слоя
глинистого грунта с коэффициентом фильтрации от 10-4 до 10-3
см/с, или примерно от 0,1 до 1 м/сут.
Рисунок
1 – Схема захоронения реактора ЭИ-2 на СХК согласно [2]
Выпадающие
осадки испаряются, стекают в поверхностные воды и поступают в грунтовые воды с
инфильтрационным потоком. Если нет реальных данных по распределению осадков, то
обычно полагают, что примерно 1/3 осадков испаряется, 1/3 стекает в реки и 1/3
попадает в грунтовые воды. Норма осадков в районе Томска от 500 до 600 мм/год,
получается, что инфильтрационный поток составляет менее 0,2 м/год. Такой поток
много меньше коэффициента фильтрации верхнего экрана, поэтому этот экран не
создает значительно уменьшения инфильтрационного потока.
Из рисунка 1
видно, что над реактором уложен слой глины, коэффициента фильтрации этой глины
я не нашел. В данной работе полагается, что глина над реактором создает проницаемый
экран для инфильтрационного потока, также полагается, что вертикальный поток
через реактор равен 0,1 м/год. Еще полагается, что над реактором существует
подвешенный водоносный горизонт, или иначе верховодка, а в самом реакторе
существуют насыщенные условия. Такие условия могут существовать при
коэффициенте фильтрации глин примерно 3.10-4 м/сут.
Вода в
реактор может попадать не только через верхний экран, но и через разного рода
отверстия, неплотности и т.д. Полагается, что вода в реакторе не накапливается,
а через трещины в бетоне фильтруется вниз через зону аэрации в водоносный
горизонт грунтовых вод. Как говорится, вода дырочку найдет.
Именно такие
условия существуют в приповерхностных бетонных могильниках, которые, как
правило, бывают заполнены водой, а в скважинах, пробуренных возле стенок
могильников, обнаруживаются радионуклиды, которые с водой вышли из могильника
по трещинам в бетоне. До сих пор нет однозначного ответа об источнике этой
воды, есть только предположения.
Судя по
презентациям [2, 3] захоронители реактора считают глину абсолютно непроницаемым
материалом, что, мягко говоря, не соответствует действительности. Мне опытный
практик гидрогеолог говорил, что глин с коэффициентом менее 10-3
м/сут в природе не бывает.
Оценки выхода углерода-14 из облученного
графита
В русскоязычных источниках я ничего не нашел о
выщелачивании углерода-14 из радиоактивного графита. В зарубежной литературе
есть много описаний экспериментов по выщелачиванию углерода-14 из графита, но значений
скорости выщелачивания не приводится, обычно ограничиваются процентами выщелоченного
радионуклида. В выводах довольно большого обзора [4] написано, что только небольшая часть общего запаса углерода-14 (до
~1%) выщелачивается за 3 - 4 года.
Как я понял из [4], основное
выщелачивание идет не с поверхности графитовых блоков, т.к. эта поверхность
имеет сравнительно небольшую площадь. Графит, в основном, окисляется и
выщелачивается при попадании воды в поры, которые увеличиваются от действия
радиации. Согласно [4] пористость графита имеет довольно большое значение 20%.
Следовательно, если покрыть блоки каким-нибудь водонепроницаемым составом
выщелачивание можно значительно сократить.
Следует отметить, что приведенный в [4]
выход углерода-14 из графита, равный 1% обычно не наблюдался. В большинстве
опытов, представленных в [4] и в других статьях, в течение первых десятков дней
наблюдался значительный рост активности воды. Этот рост сменялся медленным
ростом активности со временем в течение года или нескольких лет, этот рост
составлял несколько сотых долей процента в год. Для опытов использовались
небольшие образцы, или порошкообразный графит, поэтому в данной работе
полагается, что выход углерода-14 из блоков реактора должен быть меньше, всего
лишь 0,01% или 10-4 1/год.
Согласно [2] суммарная активность
графита, захороненного на СХК, составляет 1,85×1015 Бк, на углерод-14 приходится примерно
95%. Полагается, что суммарная активность углерода-14 составляет 1015
Бк. Умножая эту величину на 10-4 1/год, получим выход углерода-14 в воду
примерно 1011 Бк/год.
Забавно, что я только в двух источниках [5,
6] нашел значение скорости выщелачивания, выраженной в обычных единицах – г/(см2сут).
Эти источники ссылаются на работы одного и того же исследователя, но вызывают
большие сомнения. В [5] приведены значения от 5.10-13 до 2.10-11
г/(м2.сут), не понятно, почему метры, а не сантиметры. Если
обратиться к первоисточнику [7], то оказывается, что под площадью понимается
т.н. удельная поверхность адсорбции, которая определяется методом Брунауэра, Эммета и Теллера (БЭТ). Эта
поверхность на несколько порядков больше обычной площади образца, т.е. с
помощью этой площади учитывается пористость графита, о которой было упомянуто
выше. Естественно, учитывать вышеприведенное значение скорости выщелачивания в
обычных расчетах невозможно.
В [6] приведена скорость
выщелачивания углерода-14 из графита
2,2.10-12 г/(см2сут) со ссылкой на [8], при
этом написано, что эта скорость будет сохраняться до 23000 лет. Найти работу [8]
не удалось, но из [9] можно понять, что в этой работе, как и в [7], под площадью
понималась удельная поверхность адсорбции, поэтому указанное значение скорости
выщелачивания использовать нельзя. Еще в [6] написано, что результаты работы
[8] хорошо соответствуют работе [10], где получена скорость выщелачивания 5,5.10-7
см/сут.
Чтобы перевести указанную скорость
выщелачивания в обычно использующуюся, нужно ее умножить на плотность графита,
которая равна примерно 2 г/куб.см, получается 10-6 г/(см2сут).
Эта скорость выщелачивания используется для дальнейших расчетов. Она примерно
соответствует скорости выщелачивания для остеклованных РАО, и примерно в 1000
раз меньше, чем у зацементированных ЖРО, т.е. скорость выщелачивания углерода-14
из графита имеет весьма небольшую величину. Забавно, но только в своей статье я
впервые увидел нормальную скорость выщелачивания.
Представляет интерес рассчитать выход
углерода-14 из графита реактора с помощью полученной скорости выщелачивания. Годовой
выход равен произведению удельной активности графита, скорости выщелачивания,
площади поверхности графитовых блоков и количеству суток в году. Согласно [2] активность
углерода-14 в графите составляет 105 – 106 Бк/г, объем
графитовой кладки равен 804 м3.
Чтобы суммарная активность графита равнялась бы порядка 1015 Бк,
следует учитывать удельную активность углерода-14, равную 106 Бк/г.
Согласно [11] графитовые блоки в
горизонтальной плоскости имеют размер 200х200 мм. Следовательно площадь
вертикальных поверхностей блоков в одном куб.м кладки составляет 20 кв.м
(горизонтальные поверхности не учитываются). Проведя перемножение
вышеприведенных величин, получим выход углерода-14 из графита реактора примерно
6.1010 Бк/год. Это неплохо соответствует ранее полученной
величине 1011 Бк/год.
В [9] приведена оценка выхода углерода-14
из графита реактора в Хэнфорде, заполненного водой (СХК является советским
аналогом американского Хэнфорда). Масса графита составляет 1638 тонн, удельная активность
5 мкКи/г. Для расчетов в [9] принят относительный выход углерода-14, равный 5.10-7
1/сут. Получен суммарный выход углерода-14, равный 4 мКи/сут, или 1,5 Ки/год,
что равно 5,6.1010 Бк/год. Неприлично хорошее согласие с
моими расчетами. Я сделал свои расчеты до того, как нашел американские расчеты [9],
было забавно, что мой сценарий и результаты совпали с американскими, они тоже
предполагают, что реакторы будут заполнены водой.
Расчет
активности углерода-14 в воде
Чтобы найти поток воды через
графитовую кладку нужно учесть ее геометрию. Согласно [11] высота кладки
реактора ЭИ-2 составляет 7600
мм, а согласно [2] объем кладки равен 804 м3,
следовательно площадь кладки составляет примерно 100 м2. Выше был
упомянут инфильтрационный поток через реактор 0,1 м/год, следовательно, поток через
всю площадь составит 10 м3/год. Время фильтрации воды через реактор
получается 1 год, если объем пустого пространства составляет около 1% (это
аналог активной пористости).
Активность воды получается делением
выхода углерода-14 на суммарный поток, т.е. получается 1010 Бк/м3
или 107 Бк/л. Это активность воды, фильтрующейся из реактора в зоне
аэрации.
Характерная
скорость фильтрации воды в части водоносного горизонта с сечением 100 м2 может быть
принята равной порядка 10 м/год, что в 100 раз больше принятого
инфильтрационного потока.
Поэтому в
грунтовых водах активность углерода-14 будет в 100 раз меньше, т.е. 105
Бк/л. Согласно [2] коэффициент распределения углерода-14 равен нулю, поэтому
сорбционные процессы можно не учитывать.
Доказательство недопустимости захоронения
ядерных реакторов на месте
Согласно
НРБ-99/2009 уровень вмешательства (УВ) для углерода-14 равен 240 Бк/кг, что
составляет предел активности для питьевой воды. Согласно ОСПОРБ-99/2010 при
захоронении РАО доза облучения населения не должна превышать 10 мкЗв/год, это
соответствует активности воды 0,1УВ (24 Бк/л). Согласно НРБ-99/2009 доза
облучения населения от всех источников не должна превышать 1 мЗв/год, что
соответствует активности воды 10УВ (2400 Бк/л).
Согласно постановлению
Правительства РФ от 19.10.2012 N 1069 жидкость относится к жидким радиоактивным
отходам (ЖРО), или к классу 5 при активности больше 100УВ (24000 Бк/л).
Согласно тому же постановлению ЖРО относятся к среднеактивным отходам при
превышении активности бета-излучателей 103 Бк/г (106
Бк/л).
Из сравнения
рассчитанной активности углерода-14 в воде с установленными пределами можно
сделать вывод, что активность грунтовых вод может примерно в 4000 раз превысить
предел, установленный ОСПОРБ-99/2010 и в 400 раз превысить уровень
вмешательства, установленный НРБ-99/2009. При потреблении такой воды доза
облучения составит 40 мЗв/год, что в 40 раз больше предела 1 мЗв/год.
Грунтовые
воды по активности могут соответствовать ЖРО согласно постановлению
Правительства №1069, а активность воды в зоне аэрации может соответствовать
среднеактивным ЖРО. ОСПОРБ-99/2010 и Водный кодекс запрещают поступление ЖРО в
подземные воды, а тем более среднеактивных жидких отходов.
Приведенные
расчеты являются очень грубыми и, возможно, весьма консервативными прикидками.
Но, по-моему, они не вызывают никаких сомнений в недопустимости захоронения ядерных реакторов на месте. Если могильщики с
этим не согласны, то пусть приведут свои подобные оценки.
Самое смешное, что при утвержденном
регламенте контроля реактора могильщики даже не заметят увеличение активности
воды в реакторе. Дело в том, что согласно [12] через захороненный реактор
проходит инспекционный канал №1, но я не нашел сведений о том, что этот канал
будет использоваться для контроля воды в реакторе. Исследования воды
предполагается делать в дренажной системе здания.
В презентации
[2] написано, что активность углерода-14 в водоносном горизонте не может
превысить УВ при любом сценарии. Кроме смеха эта фраза ничего не вызывает. Этот
вывод, скорее всего, почерпнут из опуса [13], где, по мнению авторов, приведена
оценка безопасности захороненного реактора. На мой взгляд, это полный бред, из
которого можно только понять, что использовалась камерная модель Ecolego, абсолютно не
пригодная для данного случая. Самое страшное, что на основе этой туфты
Ростехнадзор выдал лицензию на захоронение реактора. Опус [13] был сочинен в
НТЦ ЯРБ Ростехнадзора, насколько мне известно, надзорные органы не имеют права
давать заключения на свои материалы.
Результаты
данной работы показывают, что захоронение реактора ЭИ-2 с графитовой кладкой
следует считать преступной авантюрой. Захоронители не рассмотрели процессы и механизмы, приводящие к выходу
радионуклидов из реактора. Похоронщики не удосужились померить самые важные
параметры, контролирующие миграцию радионуклидов из реактора, даже измерений
скорости выщелачивания радионуклидов из графита обнаружить не удалось. Могильщики
реактора используют бред опуса [13], как истину. Скорее всего, результаты опуса
были заказаны самими могильщиками.
Следует
отметить, что в данной статье не рассмотрено загрязнение подземных вод от
просыпей ОЯТ, которые есть практически в каждом реакторе. Загрязнение подземных
вод от просыпей может быть сопоставимо, или даже больше загрязнения от радиоактивного графита.
Расчеты
данной статьи показывают, что очень велика вероятность того, что будущим
поколениям придется откапывать реактор ЭИ-2, перезахоранивать графит и
проводить реабилитацию подземных вод и грунтов. Хотелось бы, чтобы эти работы проводились
за счет нынешних могильщиков.
О захоронении реакторов на ГХК
Про планы Горно-химического комбината о захоронении ядерных реакторов
на месте я узнал из комментариев к моей статье «Об «Опровержении» на статью «Мамаев все-таки был
прав» [14], это
опровержение было сделано по требованию ГХК. В этих комментариях были
приведены отрывки из статьи [15] про аварии на реакторах ГХК, а также про
захоронение реакторов на месте их нахождения.
Забавно, что эта статья оказалась недоступной или изъятой из такого
же сборника, размещенного в другом месте Сети. Скорее всего, это связано с тем,
что ГХК всеми правдами и неправдами скрывает информацию об авариях на реакторах
Комбината, произошедших за всю его историю.
Кроме статьи [15] про захоронение реакторов на ГХК нашлись еще статьи
[16, 17] и патент [18]. Во всех этих опусах присутствуют слова о
многобарьерности и о том, что скальный массив, в котором располагаются
реакторы, представляет собой надежный барьер против миграции радионуклидов из
реакторов. При сравнении этих статей со статьями о захоронении реакторов на СХК
можно отметить следующее:
- в [2] приведена суммарная активность реактора СХК 1,85×1015 Бк, а в [15] активность
углерода-14 в реакторе ГХК 1,20×1015 Бк,
т.е. в обоих случаях имеются практически одинаковые активности;
- как на СХК [2], так и на ГХК [16]
утверждается, что активности всех радионуклидов в грунтовых водах, кроме
углерода-14 и хлора-36, не превысят 10-3 Бк/л. Но на СХК
утверждается, что активность углерода-14 не превысит УВ, а на ГХК такое
превышение предполагается. Это различие не имеет никакого значения, т.к. в
обоих случаях использована туфта вроде [13];
- нигде нет упоминаний, что на СХК
проводится измерение скорости выщелачивания, а в [16] написано, что на ГХК
проводятся эксперименты по изучению выщелачиваемости, но результаты не
приводятся. Можно предположить, что на обоих комбинатах решение о захоронении
реакторов на месте принималось вообще без каких-либо измерений выщелачиваемости
радионуклидов из графита.
Из этого сравнения следует, что как на
СХК, так и на ГХК никаких серьезных работ по оценке и обеспечению безопасности
будущих поколений не проводится, ограничиваются только пустыми словами. В
[15] приведены какие-то графики активности радионуклидов, но невозможно, ни
оценить величину активности, ни понять к чему эта активность относится.
Реакторы на ГХК, в отличие от СХК, расположены в горных выработках
скальных пород. На рисунке 2 показана схема реактора, размещенного в скальных
породах согласно [17]. Можно понять, что горные выработки сделаны по размеру
объектов, т.е. лишней породы не вынималось. Желтым цветом показаны глиняные
барьеры, синим – бетонные.
Рисунок 2 – Расположение промышленного
реактора в скальном массиве [17]
Согласно
Википедии, реакторы ГХК находятся на глубине около 200 м. После вывода Комбината
из эксплуатации вода из горных выработок не будет все время откачиваться, а
дренажные системы не будут долго нормально функционировать, поэтому неизбежно
все реакторы будут затоплены. Трещиноватые скальные породы не могут быть
противофильтрационными экранами. Как известно, вода дырочку найдет, поэтому она
будет попадать и в графитовую кладку, выщелачивая углерод-14 из графита.
Для СХК принимался поток воды через реактор 0,1 м/год, но эта
величина не имеет особого значения. Если поток будет меньше, то активность
углерода-14 в воде будет во столько же раз больше, и наоборот.
Поскольку суммарные активности углерода-14 в реакторах СХК и ГХК
примерно одинаковы, то одинаковыми будут выходы углерода-14 из реактора. Можно
положить, что, как и на ГХК, скорость фильтрации подземных вод через часть
водоносного горизонта с сечением 100
м2 в скальном массиве будет 10 м/год. Для
такого случая выше была получена активность углерода-14 в воде 105
Бк/л.
В данной работе полагается одинаковое загрязнение подземных вод на
СХК и на ГХК. Поэтому, как на СХК, так и на ГХК можно считать, что захоронение
реакторов на месте недопустимо. Для могильщиков на ГХК справедливы все те
выводы, которые были сделаны для могильщиков на СХК.
На ГХК, вроде, еще не закопали ни одного реактора, но очевидно, что
на Комбинате от своей затеи не откажутся. Основное отличие ГХК от СХК состоит в
том, что откапывать реакторы будущим поколениям из засыпанных горных выработок придется
значительно труднее и дороже, чем из ямы в грунте. Очень бы хотелось, чтобы эти
работы проводились за счет нынешних захоронителей.
Цивилизованное решение
проблемы оборонных реакторов
Вышеупомянутый отчет [9] был написан в 1989 году с целью выбора
методов вывода из эксплуатации реакторов на оборонном предприятии США Хэнфорд.
В нем рассматривалось 5 возможных вариантов:
1. Оставление реакторов в существующем состоянии.
2. Немедленная полная разборка реакторов с захоронением
образовавшихся РАО.
3 и 4. Два варианта с переводом реакторов в безопасное состояние на
75 лет, с дальнейшей их разборкой и захоронением образовавшихся РАО.
5. Захоронение реакторов на месте (in situ).
В отчете [9] рассматривались детально все особенности вариантов,
рассчитывалось возможное облучение персонала и населения для каждого варианта.
Отчет был разослан сотрудникам Министерства энергетики США (DOE) для комментариев, которые должны
были доложены на общественных слушаниях.
Согласно [19] DOE в 1993 году приняло решение о переводе реакторов в безопасное
состояние на 75 лет, с дальнейшей их разборкой и захоронением РАО. Американцы
не дураки, чтобы захоранивать реакторы на месте (in situ).
Безопасное состояние достигается заключением реактора в оболочку, или
иначе в кокон. Помещенный в кокон реактор называется английским причастием «cocooned», на русском бы оно
соответствовало забавному слову «укоконенный». Под «укокониванием»
подразумевается демонтаж всех окружающих реактор сооружений до бетонного
экрана толщиной 4 фута (1,2 м) вокруг активной зоны
реактора. Все отверстия
герметизируются и сооружается новая крыша, вроде чернобыльского объекта
«Укрытие». На рисунке 3 показаны два реактора, помещенных в коконы.
Рисунок 3 – Два реактора, помещенных в
коконы на Хэнфорде
Согласно [19] и
другим источникам на сегодняшний день помещены в коконы реакторы «F», «H», «D», «DR», «C»
и «N». В прошлом году велись работы по помещению в коконы
реакторов «K East» и «K West». Очень интересно, что реактор «В» оставлен, как был, и
превращен в музей, это первый в мире промышленный реактор, на котором был
получен оружейный плутоний. Каждые 5 лет реакторы инспектируются, двери
открываются с помощью автогена, а потом снова завариваются.
Наши сперли у американцев конструкцию атомной бомбы, но на опыт
американцев по реабилитации оборонных предприятий плюют с высокой колокольни. Разница
состоит в том, что для бомбы надо много ума, и если бы бомба не взорвалась, то
головы просто бы полетели. А вот пакостить на своей земле ума вообще не надо,
бояться за головы не приходится, более того, пакость приносит большие деньги и
любовь начальства. Только безумцы могли додуматься захоранивать облученный
графит и просыпи ОЯТ в неприспособленных для этой цели реакторах.
Представляется, что додумались на СХК, а эстафету принимают на ГХК. В чем
различаются комбинаты, так это в восприятии критики в свой адрес. На СХК
поднимают неистовый поросячий визг в комментариях к статьям, хоть немного
затрагивающий их «опыт». На ГХК есть изнывающий от безделья юридический отдел,
который лепит судебные иски на каждый чих в адрес Комбината.
Литература
1.
Б.Е. Серебряков. «Опытно-демонстрационный
центр вседозволенности и безответственности». Интернет-издание
«Проатом», 02.11.2017. http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=7717
2. Изместьев А. М. «Опыт работы АО «ОДЦ УГР» по выводу из
эксплуатации уран-графитовых реакторов». http://2019.atomexpo.ru/2015/mediafiles/u/files/materials/6/Izmestiev.pdf
3. Изместьев А. М. «Технические
подходы и основные вызовы в процессе вывода из эксплуатации уран - графитовых
реакторов»
4. CArbon-14 Source Term CAST. WP5 Review of Current Understanding of
Inventory and Release of C14 from Irradiated Graphite. Editor: Simon Norris.
Euratom, 2015.
5. Graphite
Decommissioning Options for Graphite Treatment, Recycling, or Disposal,
including a discussion of Safety-Related Issues 101309, Final Report, March
2006. EPRI Project Manager C. Wood. Palo
Alto, California 94303-0813, USA.
6. R. G. Riley, C. A. Lo Presti. Data Catalog for Models Simulating Release of
Contaminants from Hanford
Site Waste Sources. PNNL-13666, September
2001.
7. Gray, W. J., and W. C. Morgan.
Leaching of 14C
and 36Cl from Hanford
Reactor Graphite. PNL-6769, Pacific Northwest Laboratory, Richland, Washington,
1988.
8. Gray, W. J. 1982. “A
Study of the Oxidation of Graphite in Liquid Water for Radioactive Waste
Storage. Applications” in Rad. Waste Mgmt. 3:137-149.
9. Decommissioning of
Eight Surplus Production Reactors at the Hanford Site, Richland, Washington. U.S.
Department of Energy. March 1989.
10. White, I. F., G. M. Smith, L. J. Saunders, C. J.
Kaye, T. J. Martin, G. H. Clarke, and M. W. Wakerley. 1984. Assessment of
Management Modes for Graphite from Reactor Decommissioning. EUR-9232,
Commission of the European Communities, Luxembourg.
11. Двухцелевые реакторы СССР (ЭИ-2, АДЭ) и США (N – реактор) https://lektsii.org/12-2049.html
12.
А. О. Павлюк, С. Г. Котляревский, С. А. Марков, М. В. Шатров. «Организация и результаты мониторинга пункта хранения
радиоактивных отходов, созданного при выводе из эксплуатации промышленного
уран-графитового реактора ЭИ-2». Радиоактивные отходы. 2018.
No 3 (4). С. 69—77.
13. Талицкая А.В., Захарова Е.В., Андрющенко Н.Д.,
Бочкарев В.В. «Оценка долговременной безопасности объекта окончательной
изоляции радиоактивных отходов, создаваемого при выводе из эксплуатации
промышленного уран-графитового реактора». Ядерная и радиационная безопасность,
№ 2 (84)-2017. https://www.secnrs.ru/publications/nrszine/2-84-2017/long-term_safety_assessment.pdf
14.
Б.Е. Серебряков. «Об
«Опровержении» на статью «Мамаев все-таки был прав». Интернет-издание
«Проатом», 16.05.2019.
15. Д.О.
Чубреев, М.В. Антоненко. «Утилизация реакторного графита и создание
многобарьерной системы безопасности при выводе из эксплуатации ПУГР АД». В сб.
«Состояние и пути развития российской энергетики», материалы «Всероссийской
молодѐжной научной школы – конференции». Томск 21– 23 октября 2014 г. Стр. 301 – 304. https://dropdoc.ru/doc/314706/sostoyanie-i-puti-razvitiya-rossijskoj-e-nergetiki
16.
П.М.Гаврилов, А.А.Устинов, А.Г.Сиренко, М.В.Антоненко, Д.В.Жирников, Е.В.Захарова.
«Обоснование Вывода из эксплуатации ПУГР ФГУП «ГХК» по варианту захоронения на
месте». Атомная энергия, 22 января 2012.
http://www.atomic-energy.ru/presentations/30266
17. Гаврилов П.М., Антоненко М.В., Музыкантов А.А. «Вывод из эксплуатации промышленных
уран-графитовых реакторов ФГУП «ГХК». XХ Международная
научно-практическая конференция «Современные техника и технологии» Секция 8:
Физические методы в науке и технике http://earchive.tpu.ru/bitstream/11683/20981/1/conference_tpu-2014-C01-V3-015.pdf
18. Патент №2444796 - Способ вывода из эксплуатации
канального уран-графитового ядерного реактора. http://www.freepatent.ru/images/patents/14/2444796/patent-2444796.pdf
19. Pacific Northwest. Energy Department wants to remove Hanford reactor
rather than cocooning it. Posted Oct 19, 2010.
|