Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения (продолжение)

О.Э.Муратов, ООО «ТВЭЛЛ», oleg@twell.ru
М.Н.Тихонов, ФГУП НИИ промышленной и морской медицины ФМБА России,  niipmm@mail.axon.ru


Представленные данные включат большое количество неопределенностей, связанных с национальной политикой по обращению с РАО, уровнем технологий и др. Применять мировой опыт к отечественной практике затруднительно по многим причинам. Так, 20 лет ведутся работы только по подготовке к выводу из эксплуатации Белоярской АЭС, средств потрачено много [9,10].

Другой пример: энергоблок Калининской АЭС, пущенный в декабре 2004 г., обошелся в 2,5 млрд $. При этом смета, заложенная в проекте этого классического долгостроя, оказалась превышенной более чем в два раза в связи необходимостью замены морально устаревшего оборудования, не удовлетворяющего современным требованиям безопасности. Кроме того, за рубежом, например, в США есть блоки по 5 млрд $. Разброс, как видим, значительный. Возможны лишь оценочные данные, а это цифры условные. Таким образом, удельные затраты 750 $/кВт могут считаться первым приближением и являться ориентиром при разработке проектов по выводу из эксплуатации энергоблоков различных типов.
Затраты на вывод из эксплуатации определяются по методу укрупненных показателей, выведенных по сметным данным проектов-аналогов (табл. 7).

Таблица 7

Затраты по снятию с эксплуатации АЭС «Ловиса»*


Статья расхода
Стоимость, млн $
1
Управление проектом и проектирование
2,39
2
Затраты на подготовительном этапе
17,90
3
Обращение с активированным материалом
9,39
4
Обращение с загрязненным материалом
70,83
5
Обращение с отходами от обслуживания АЭС

0,12
6
Контейнеры для отходов
2,25
7
Помещения захоронения
10,89
8
Рабочие затраты на стадии снятия с эксплуатации

66,10
9
Неучтенные затраты (10 %)
17,99
ИТОГО
197,85

* Затраты на снятие АЭС «Ловиса» с эксплуатации оценены согласно планам и оценкам трудозатрат по уровню цен на 1987 г. [13].
 
Показатели определяются по данным о балансовой стоимости установленного оборудования. Полные финансовые затраты на работы определяются по формуле:

З = П * a * b *  к1 * к2 * к3,

где:  З – затраты на демонтаж;
a – доля монтажных работ (~ 25 % от стоимости оборудования);
b – доля затрат на демонтаж (~ 40 % от стоимости оборудования);
к1 = 1,25 – коэффициент за работу в стесненных условиях;
к2 = 1,2 – коэффициент, связанный с учетом специфики производства;
к3 = 1,75 – коэффициент за работу в особых условиях труда, вызванных      радиоактивной загрязненностью.
Суммарные затраты на вывод из эксплуатации падают в течение первых 30 лет, но затем начинают возрастать за счет увеличения расходования средств на содержание установок.

При эксплуатации АЭС ЖРО образуются в результате очистки теплоносителя 1-го контура, процессов дезактивации и ремонта, стирки спецодежды и др. ЖРО от обработки фильтроматериалов и дезактивации 1-го контура составляют около 10 % общего объема эксплуатационных ЖРО. Активность этого вида отходов составляет от 1*10-5 до 1 Ки/л и согласно ОСПОРБ-99 они относятся к среднеактивным. ЖРО, образующиеся от дезактивации и ремонта, трапные воды и др., составляющие 90 % общего объема, имеют активность до  10-5 Ки/л и относятся к низкоактивным [25,26].
Общее количество ЖРО, образующихся при эксплуатации четырехблочной АЭС, составляет ~ 1600 м3, а их средняя удельная активность – 1*10-4 Ки/л. Ежегодное количество ЖРО составляет на Кольской АЭС – 1520 м3, на Ленинградской – 1600 м3.
Основной источник образования ТРО – плановая замена оборудования, отходы при ремонте помещений и оборудования и др. Состав ТРО очень разнообразный. Это различные металлы, кабели, теплоизоляция, загрязненная спецодежда, пластикат, бумага и т.д. С точки зрения обращения с ТРО они делятся на прессуемые, сжигаемые и металлические, а по уровню радиоактивной загрязненности – на 3 группы: до 30 мбэр/ч, от 30 до 1000 и свыше 1000 мбэр/ч.

К высокоактивным ТРО относятся элементы реакторного оборудования. В общем объеме эксплуатационных ТРО их доля не превышает 4 %. Общее количество ТРО, ежегодно образующихся на четырехблочной АЭС, составляет ~ 1200 т, около 90 % которых составляют низкоактивные.

В настоящее время на ЛАЭС накоплено 18500 м3 ЖРО и 23518 м3 ТРО [2]. На станции действует установка по выпариванию ЖРО (производительность 30 м3/ч) и установка по битумированию кубовых остатков выпарных аппаратов. В ближайшее время будет введена установка по цементированию ЖРО. После ее ввода в эксплуатацию появятся условия для переработки ЖРО опережающими темпами. Переработка низкоактивных металлических ТРО методом переплавки ведется на Экомет-С (1000 т в год). Радиоактивный шлак помещается в хранилище. Заканчивается строительство установок по суперпрессованию и сжиганию ТРО, что резко сократит их объем.
На Кольской АЭС накоплено 7100 м3 ЖРО и 7400 м3 ТРО. На станции действует эффективный комплекс по цементированию ЖРО и установка по прессованию и сжиганию ТРО.  

К особому виду отходов относится отработавшее ядерное топливо. Вообще, ОЯТ – это не отходы. ОЯТ является сырьем для получения радионуклидных источников, радиоизотопной продукции, а после переработки может быть использовано для получения свежего ядерного топлива.

Реакторы АЭС различных типов имеют отличия в схемах топливных циклов, что обусловлено разными физико-техническими характеристиками топлива различных типов реакторов [22-27].

В настоящее время реализованы следующие схемы обращения с ОЯТ:
• ОЯТ реакторов ВВЭР-440 перерабатывается для изготовления топлива для реакторов РБМК;
• временное хранение ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 для последующего изготовления из него смешанного уран-плутониевого топлива;
• временное хранение ОЯТ реакторов РБМК в пристанционных хранилищах. В настоящее время его регенерация экономически неэффективна, и переработка может осуществляться только по мере резкого увеличения цен на природный уран.

В настоящее время в России накоплено 14,7 тыс. т  ОЯТ, включая ОЯТ транспортных и исследовательских реакторов [25,26]. В частности, на ЛАЭС накопилось 3300 т ОЯТ (около 40000 отработавших тепловыделяющих сборок - ОТВС). С 2005 г. на станции используется уран-эрбиевое топливо, имеющее высокий коэффициент выгорания, поэтому годовое поступление ОТВС не превысит 1000 шт/год. На Кольской АЭС имеется 100 т ОЯТ. ОЯТ реакторов ВВЭР-440 перерабатывается, поэтому все оно будет вывезено на ПО «Маяк» [2].


4.     Радиоактивные отходы при выводе АЭС из эксплуатации

Количество РАО при выводе АЭС из эксплуатации значительно возрастет и самым серьезным образом отразится на общей ситуации с РАО. Создание единой эффективной системы обращения с РАО является основной задачей при выводе АЭС из эксплуатации [27].

Среди ТРО при выводе АЭС из эксплуатации можно выделить 3 группы отходов (характеризующихся большими объемами, различной активностью и рядом специфических свойств) - металлические отходы, отходы строительных материалов и отходы, возникающие при демонтаже, связанные с разрушением защитных барьеров
Активность конструкций, выводимого из эксплуатации реактора ВВЭР-440, составляет ~ 2,5 млн Ки, в том числе активность внутрикорпусных устройств – 1,2 млн Ки. Масса реакторных конструкций и внутрикорпусных устройств составляет ~ 300 т.
Металлические отходы, образующиеся при демонтаже трубопроводов, арматуры и др. относятся к средне- и низкоактивным. Их активность определяется, в основном, продуктами коррозии и составляет от 1*10-8 до 1*10-4 Ки/кг [2,25]. 

Кроме того, при снятии с эксплуатации блока с реактором ВВЭР-440 образуется ~ 14 тыс. т металлических и ~ 10 тыс. т загрязненного бетона и строительных конструкций. Количество и активность ТРО при демонтаже энергоблока приведены в табл 8.

Таблица 8
Количество и активность ТРО при демонтаже энергоблока с реактором ВВЭР-440


Материал
Активность, ТБк (Ки)
Наиболее важные радионуклиды
Масса
отходов,
т
Объем отходов,
м3
Активированный материал
93840

(2,5*106)
55Fe
60Co
63Ni
2600
4460
Загрязненный материал
11

(30)
60Co
110mAg
54Mn
5100
7940
Отходы, возникающие во время демонтажа
Низкая
60Co
54Mn
110mAg
760
840
ИТОГО
93850

8460
13240

Сложнее обстоит ситуация с ТРО при выводе из эксплуатации реакторов РБМК-1000. При демонтаже АЭС с реактором РБМК-1000 количество образующихся отходов, подлежащих захоронению, составляет около 100 тыс. т бетона и 10 тыс. т стали суммарной активностью 105 ТБк (2,8 млн Ки). Помимо металлических ТРО и отходов строительных конструкций, необходимо утилизировать 1700 т радиоактивного графита, технологии переработки которого в мире не существует.

К ЖРО, образующимися при выводе энергоблоков АЭС из эксплуатации, относятся:
• растворы от дезактивации и отмывки оборудования и помещений – 25 тыс. м3;
• воды от опорожнения реакторных систем – 1000 м3;
• воды санпропускников, саншлюзов, спецпрачечных – 30 тыс. м3;
• пульпы перлита, ионообменных смол, шламы – 200 м3;
• кубовые остатки, конденсат с установок упарки ЖРО – 20 тыс. м3.
Данные отходы относятся к низкоактивным, удельная активность их основной массы составляет от 1*10-6 до 1*10-4 Ки/л, а общий объем этой группы отходов составляет до 100 тыс. м3.

5.     Необходимость создания Единой системы обращения с РАО

Остаточный принцип финансирования системы обращения с РАО всегда лежал в основе развития ядерной энергетики в нашей стране. Все существовавшие до последнего времени схемы обращения с РАО [24-28] не ставили перед собой задачу окончательного решения проблемы, поскольку базировались на принципе отложенного решения, что на практике означало ограничение схемы обращения с РАО только этапами сбора и временного хранения некондиционированных отходов, а обращение с ОЯТ, не подлежащим переработке, - временным хранением в местах образования, то есть на площадках соответствующих объектов использования атомной энергии (ОИАЭ).

В отрасли отсутствуют типовые решения переработки и подготовки РАО к захоронению. Технологии переработки и кондиционирования РАО, а соответственно и установки по переработке, создавались с учетом специфики образующихся РАО на каждом предприятии и в большинстве своем не являются унифицированными и универсальными [2,9,10,27].
Cуществующие установки по переработке РАО неэффективны, имеют конструктивные и технологические недостатки. Большинство отходов находится во временных хранилищах различных типов, не удовлетворяющих современным требованиям безопасности и не оснащенных необходимым сервисным оборудованием. Это объясняется отсутствием концептуального подхода к обращению с РАО. Проблема становится все более актуальной в связи с предстоящим выводом АЭС из эксплуатации и лавинообразным увеличением количества РАО [9,10,27]. Реализация отложенных решений относится к проблемам, требующим незамедлительного решения.

Неэффективность существующей системы обращения с РАО, несовершенство действующей нормативно-правовой базы обращения с РАО, предстоящее увеличение их объемов в связи с предстоящим выводом АЭС из эксплуатации диктуют необходимость создания Единой государственной системы управления деятельностью по обращению с РАО и, в первую очередь, принятие Федерального закона об обращении с РАО.

В настоящее время Росатомом подготовлен и направлен на согласование в заинтересованные Министерства и ведомства проект Федерального закона об обращении с РАО, который устанавливает правовые основы деятельности при обращении с отходами, определяет принципы, систему и порядок финансирования обращения с РАО. Проектом закона предусмотрено создание Единой государственной системы управления деятельностью по обращению с РАО, которая позволит решить многочисленные проблемы по обращению с РАО, в том числе:
• разработку нормативно-правовой базы по всем аспектам обращения с РАО;
• ведение учета РАО и контроль их состояния, включая состояние пунктов хранения и окончательной изоляции;
• методическое руководство исследованиями по выбору и обоснованию участков для создания объектов окончательной изоляции всех видов РАО, разработку и развитие базы данных по характеристикам природных барьеров на участках окончательной изоляции отходов;
• координацию комплексных работ по созданию типовых технологий окончательной изоляции всех видов отходов, оптимизации технических решений по всем взаимосвязанным операциям заключительной стадии обращения с отходами, обоснованию безопасности региональных объектов захоронения отходов, анализу состояния существующих локальных хранилищ жидких и твердых отходов на предприятиях, обоснованию создания локальных могильников РАО;
• проведение на конкурсной основе проектных, научно-исследовательских, строительных работ и иной деятельности, направленной на совершенствование системы обращения с РАО;
• информирование общественности об обращении с радиоактивными отходами в соответствии с действующим законодательством Российской Федерации;
• осуществление международного сотрудничества по вопросам обращения с РАО.

В рамках Единой системы необходимо предусмотреть создание региональных могильников РАО, что позволит эффективно и безопасно обеспечить работы по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС [27]. Наиболее остро проблема создания регионального могильника РАО стоит в Северо-Западном регионе России. Основной задачей перед новым опытным полигоном является отработка передовых технологических и организационных принципов, разработка типовых подходов к решению проблемы обращения с РАО при выводе из эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков АЭС. Отработка эффективных форм управления процессами обращения с РАО позволит использовать их для решения задач обращения с другими видами опасных и токсичных отходов.


6.Предложения по региональному могильнику РАО на Северо-Западе России

Наиболее эффективным и безопасным решением проблемы окончательного захоронения РАО, как  признано МАГАТЭ, является их захоронение в могильниках на глубине не менее 300-500 м в глубинных геологических формациях с соблюдением принципа многобарьерной защиты и обязательным переводом ЖРО в отвержденное состояние. Опыт проведения подземных ядерных испытаний доказал, что при определенном выборе геологических структур не происходит утечки радионуклидов из подземного пространства в окружающую среду. Мировой опыт размещения РАО в подземных хранилищах, исследования геохимических и физико-химических свойств различных пород позволяет сравнить способы изоляции РАО от биоцикла в геологических формациях трех типов:
• магматические и метаморфические породы;
• глины;
• каменные соли.

Сравнение геомеханических, гидрогеохимических, теплофизических и других характеристик этих формаций показали, что по совокупности свойств соляные формации представляются наиболее предпочтительными [2]. Характерной чертой соляных сред является очень низкая скорость (возможно даже ее отсутствие) потока грунтовых вод, а также постепенное самоуплотнение выемок из-за ползучести соли. Кроме того, солевые формации являются необычайно стабильными, о чем свидетельствует возраст солевых месторождений, большинство из которых не моложе 200 млн лет. Это подтверждается многолетним опытом эксплуатации хранилища РАО “Горлебен” (Германия).

Свойства соляных массивов отвечают большинству требований, предъявляемых к изолирующей РАО среде [2]:

• низкая пористость и проницаемость;
• низкая и постоянная влажность;
• постоянная температура;
• способность к пластическим деформациям и «залечиванию» трещин;
• высокая теплопроводность;
• геомеханическая устойчивость;
• простота подземной проходки.


Соляные шахты имеют большие выработанные пространства, мощность и глубину, отрабатываемые пласты имеют горизонтальное залегание, достаточные для создания хранилищ. Развитая транспортная и технологическая инфраструктура соляных рудников позволяют обеспечить создание могильников и хранилищ РАО с минимальными затратами.

Распространенность месторождений каменной соли в Северо-Западном регионе России (Республика Коми), наличие большеобъемных выработанных пространств позволяют реализовать пилотный проект по созданию регионального могильника РАО. В результате анализа горно-геологических, социально-демографических, транспортно-технологических условий месторождений каменной соли отобраны три участка, наиболее полно удовлетворяющие требованиям по радиационной и экологической безопасности, а также условиям достаточной удаленности и развитости транспортной и технологической инфраструктуры.

В настоящее время Правительством РФ утверждена ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 г. и на период до 2015 г.». В части обращения с РАО и ОЯТ на данную программу возлагаются задачи по решению накапливавшихся десятилетиями системных проблем и реализации отложенных решений (разработка государственной стратегии по обращению с РАО и ОЯТ и принятие решений по их окончательной изоляции, создание необходимых элементов и объектов инфраструктуры обращения, включая создание объектов окончательной изоляции высокоактивных РАО). В рамках Программы должны быть решены конкретные задачи по созданию необходимых технологий и объектов инфраструктуры обращения с РАО и ОЯТ, определены предпосылки для успешного сотрудничества государства и бизнеса, выделены значительные финансовые ресурсы для решения поставленных задач, созданы организационно-правовые механизмы обращения с РАО и ОЯТ, сопровождающие текущую хозяйственную деятельность [29].

Заключение

В России и зарубежных странах реализуются национальные и международные программы по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС. Работы по снятию АЭС с эксплуатации финансируются из различных источников. Отличается и порядок использования этих средств. В отдельных странах есть варианты централизованных фондов, которые в большинстве своем создаются на основе обязательных отчислений эксплуатирующих организаций и контролируются государством. В других, например, в Великобритании, государственные фонды отсутствуют, для коммерческих АЭС созданы частные фонды. Еще один механизм – полное финансирование работ государством.

Подводя черту, можно сделать следующие выводы [9]:

1. В плотно населенных западных странах стратегия вывода АЭС из эксплуатации состоит в их немедленном демонтаже. На освободившихся площадках можно сооружать новые замещающие мощности.

2. Каждое государство имеет свою национальную концепцию, реализуемую, как правило, по завершению проектных сроков эксплуатации АЭС.

3. Концепциям присущи специфические особенности, отражающие исторические, национальные, территориальные, технологические, социально-экономические и другие условия, включая общественное мнение [2].

4. Для всех стран характерен ряд общих подходов, касающихся выбора вариантов вывода, необходимости получения лицензий регулирующих органов на выполнение работ, для чего необходимо подготовить отчет по обоснованию безопасности вывода АЭС из эксплуатации [30].

5. В России специфика вывода АЭС из эксплуатации исторически обусловлена широким распространением уран-графитовых реакторов. Необходимость утилизации загрязненного графита закладывает неопределенность в проект. В связи с этим в качестве базового варианта вывода из эксплуатации реакторов РБМК-1000 принят вариант долговременного хранения [35].

Проблема обращения с РАО и ОЯТ не только многогранна и сложна, но и носит комплексный, системный характер [24-29,31-34]. Опираясь на существующие международные правовые нормы, а также на анализ соответствующего западноевропейского опыта, представляется целесообразным поставить вопрос о разработке законодательного акта, само название которого ставит во главу угла требование системности – Федерального закона «О государственной системе обращения с радиоактивными отходами, отработавшим ядерным топливом и выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии» [29]. Целью такого законодательного акта является закрепление на федеральном законодательном уровне правовых основ создания и функционирования Единой государственной системы обращения с РАО, ОЯТ и вывода из эксплуатации ОИАЭ [29]. Концентрация деятельности по обращению с отходами в рамках Единой государственной системы управления отходами создаст дополнительные условия для повышения радиационной безопасности и защиты человека и окружающей среды, будет способствовать более эффективному инвестиционному режиму в этой области и осуществлению действенного контроля за целевым расходованием средств.

Литература
1.     Полуэктова Г.Б., Ковальчук О.В., Круглов А.К. Снятие АЭС с эксплуатации // Атомная техника за рубежом, 1990, № 8,  с. 3-8.
2.     Бодров О., Муратов О., Попова Л. и др. Концепция вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, выработавших проектный ресурс: Предложение общественных экологических организаций. – СПб., 2007, - 32 с.3.     Кремнев В.А., Елин В.А., Гаврилов С.Д. Концепция прекращения эксплуатации АЭС в СССР и ряде стран – членов СЭВ // Атомная энергия, 1990, т. 68, вып. 5, с. 371-373.
4.     Былкин Б.К., Савченко В.А. Концептуальные аспекты снятия ядерных установок в России // Теплотехника, 1996, № 11, с. 45-48.
5.     Полуэктова Г.Б., Ковальчук О.В. Методы дезактивации и демонтажа оборудования АЭС // Атомная техника за рубежом, 1990, № 8,  с. 9-13.6.     Енговатов И.А. и др. Вывод из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения // Атомная энергия, 1998, т. 85, вып. 4, с. 283-288.7.     Нечаев А.Ф. Размышления по поводу вывода из эксплуатации ядерных объектов // Атомная стратегия – XXI, 2004, № 8(13), с.2.
8.     Концепция вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов, инв. № 04-01281. Утв. Федеральным агентством по атомной энергии 04.02.2005 г.
9.     Кузнецов В. Чему учит чужой опыт? // Мировая энергетика, 2005, № 5, с. 97-98.
10.  Кузнецов В. Опасный возраст // Мировая энергетика, 2005, № 7-8, с. 104-105.
11.  Иванов С.И. Современное состояние и динамика развития атомного энергокомплекса России // Изв. РАН. Сер. Энергетика, 2007, № 1, с. 3-9.12.  Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 – 2010 годы и на перспективу до 2015 года". Утв. Постановлением Правительства РФ от 6 октября 2006 г. № 605. – 155 с.13.  Майер Э. Рабочий план по снятию с эксплуатации АЭС “Ловиса” // Атомная энергия, 1989, т. 67, вып. 2, с. 83-88.
14.  Муратов О.Э. Вопросы радиационной хладноломкости и работоспособности конструкционных материалов корпусов реакторов: Дис. … канд. техн. наук. - ФГОУ “Санкт-Петербургский государственный политехнический университет”, 2004.
15.  Платонов П.А. и др. Оценка состояния и прогнозирования ресурса графитовых кладок реакторов РБМК // Cб. докл. “Oпыт конструирования ядерных реакторов”. – М.: ФГУП НИКИЭТ, 2002.- 174 с.
16.  Бурангулов Н.И., Букреев Ю.Я., Рогалев В.А. и др. Экология и безопасность. Технологии вывода из эксплуатации атомных электростанций и способы захоронения опасных отходов. – СПб.: МАНЭБ, 2005. – 160 с.17.  Тарасов В.М. Экономический аспект проблемы снятия АЭС с эксплуатации // Энергетическое строительство за рубежом, 1989, № 5, с. 7-11.18.  Повишил Р., Стари О., Завржел Я. Экономические аспекты полного демонтажа АЭС // Атомная техника за рубежом, 1990, № 9, с. 11-15.
19.   Фатеев В., Бауэр Х., Раболд Х. Некоторые вопросы, связанные с окончанием расчетного срока службы АЭС. – В сб.: Пути сокращения сроков и совершенствования методов строительства, монтажа и освоения мощности, а также снижения затрат при сооружении АЭС с реакторами ВВЭР. – Будапешт, 1979, с. 252.
20.  Nuclear Power Reactors in the World // IAEA issue 2. - Vienna, 2002, р. 26.
21.  Опыт снятия АЭС с эксплуатации в США // Мировая электроэнергетика, 1997, № 2, с. 16-21.
22.  Григорьев В.В., Симановский Ю.М. и др. Вывод из эксплуатации исследовательского реактора в комплексе с радиохимическими лабораториями // Докл. III Межд. конф. “Радиационная безопасность”. - СПб, 2000, с. 235-238.23.   Скворцов А.И., Сафутин В.Д., Ямов В.Ю. и др. Экономико-экологические аспекты обращения с твердыми РАО при выводе РУ БН-350 из эксплуатации // Докл. VIII Межд. конф. “Радиационная безопасность”. - СПб, 2005, с. 329-335.
24.   Нечаев А.Ф. Обращение с отходами при выводе из эксплуатации ядерных установок: неопределенности, требующие решения // Докл. VIII Межд. конф. “Радиационная безопасность”. - СПб, 2005, с. 278-282.
25.  Муратов О.Э., Довгуша В.В., Тихонов М.Н. Радиоэкологические аспекты обращения с радиоактивными отходами и облученным ядерным топливом // Экологическая экспертиза, 2007, № 6, с. 2-15.
26.  Обращение с РАО в России и странах с развитой атомной энергетикой / Под общ. ред. В.А.Василенко. – СПб.: “Моринтех”, 2005. – 304 с.
27.  Муратов О.Э. Стратегические задачи обращения с РАО // Атомная стратегия – XXI, 2006, № 3(23), с.4-6.
28.  Довгуша В.В., Тихонов М.Н. Обеспечение экологической безопасности при обращении с радиоактивными отходами на ядерно- и радиационно опасных объектах Российской Федерации // Экология пром. производства, 1997, № 3-4, с. 30-46.
29.  Агапов А.М., Супатаева О.А. Проблемы совершенствования правового регулирования в области обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом в Российской Федерации // Материалы II Межд. ядерного форума 2-5 окт. 2007 г. – СПб., ФГОУ «ГРОЦ», с. 356-359.
30.  НП-007-98. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов // Вестник Госатомнадзора России, 1999, вып. 2 (4), с. 84-112.
31.  Тихонов М.Н., Рылов М.И., Муратов О.Э. Системный взгляд на ядерно-радиационное наследие “холодной войны” сквозь призму общественного сознания // Проблемы окруж. среды и природных ресурсов. – М., ВИНИТИ РАН, 2007, № 7, с. 87-101.
32.  Тихонов М.Н., Муратов О.Э., Петров Э.Л. Системный взгляд на атомную энергетику и радиацию сквозь призму общественного сознания // Безопасность жизнедеятельности, 2004, № 2, с. 2-9.
33.  Довгуша В.В., Тихонов М.Н. О системно-комплексном подходе к проблеме обеспечения радиационной и экологической безопасности при утилизации АПЛ и судов с ЯЭУ // Бюлл. по атомной энергии, 2001, № 7, с. 39-45.
34.  Тихонов М.Н., Рылов М.И. Комплексная оценка ядерно-радиационного наследия России // Проблемы окруж. среды и природных ресурсов. – М., ВИНИТИ РАН, 2007, № 3, с. 77-110.35.  Доильницына В.В., Сорокин А.И., Калякин В.А. и др. Технические решения при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов // Материалы II Межд. ядерного форума 2-5 окт. 2007 г. – СПб., ФГОУ «ГРОЦ», с. 158-161.

назад

Материалы из архива

1.2008 Росатом обрел статус госкорпорации

А.И.Иойрыш, д.ю.н., В.Г.Терентьев, д.т.н.Сегодня мы впереди планеты всей лишь по добыче и продаже сырьевых ресурсов. В то же время анализ состояния отраслей экономики не вызывает оптимизма. Прежде всего, это - неэффективность работы производственных структур. Однако уже найден рецепт преодоления застоя - создание в важных секторах экономики государственных корпораций. За последний период возникли такие некоммерческие организации, учрежденные Российской Федерацией.

2.2006 Как приватизировали АЭС в Великобритании

Джон Дайнан, консультант Европейской комиссии на площадке Смоленской АЭС Джон Дайнан – не случайная личность в атомной энергетике. Начиная с 70-х годов, он активно работает в сфере производства электроэнергии. В 90-е годы прошлого века Джон Дайнан стал свидетелем подготовки и проведения акционирования, приватизации атомной энергетики Великобритании, а также создания генерирующей компании British Energy.

9.2006 Решения должны быть разные

(Послесловие к колонтаевскому семинару) Т.Д.Щепетина, к.т.н., в.н.с. Курчатовского института, e-mail: tds@dbtp.kiae.ru Участие в семинаре по малой энергетике в подмосковном Колонтаево многое прояснило и потребовало еще более расширить горизонт отражения «науки» на «практику», и если уж не поменять точку зрения, то главным образом сменить акценты в нашей «разъяснительной деятельности» относительно судьбы и роли АСММ.