Радиоэкологические аспекты обращения с РАО и ОЯТ в условиях инновационного развития ядерной энергетики

Авторы: Муратов О.Э., к.т.н., Ответственный секретарь Северо-Западного отделения Ядерного общества России, Санкт-Петербург; Тихонов М.Н., РЭСцентр, Санкт-Петербург.

На основе анализа работ различных авторов систематизированы данные по радиоэкологическим аспектам обращения с радиоактивными отходами (РАО) и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Исходя из реалий сложившейся ситуации, изложены конкретные меры по снижению радиоэкологической опасности при обращении с РАО и ОЯТ. В перспективе - рассмотрен широкий спектр предлагаемых реакторных систем, определяющих выбор ядерного топливного цикла (ЯТЦ) и обращение с отходами.

Введение

Основные факторы техногенного воздействия на окружающую среду – это промышленные отходы, выбросы и сбросы. По статистическим данным, из 120 Гт ископаемых материалов и биомассы, мобилизуемых мировой экономикой за год, только 9 Гт (7,5 %) преобразуется в полезную продукцию. Рост объёмов отходов промышленной деятельности на Земле продолжается экспоненциально. Ежегодно к отвалам пустой породы, свалкам и захоронениям добавляется 85 Гт.

Создание ядерного оружия, развитие ядерной энергетики, широкое внедрение ядерных и радиационных технологий во всех областях науки, техники и медицины положили начало образованию совершенно нового типа техногенных отходов – радиоактивных, которые из-за содержания в них радионуклидов (РН) нельзя безопасно ни уничтожить, ни захоронить [1,2]. Хотя количество РАО по сравнению с другими техногенными отходами ничтожно мало (годовой объём производимых во всем мире РАО составляет ~ 0,5 % от всех промышленных отходов), их специфика требует разработки особых технологий обращения с ними и применения специальных методов обеспечения безопасности для человека и биосферы. Вопросы безопасного обращения с РАО и ОЯТ и их окончательной изоляции от окружающей среды (ОС) являются ключевыми проблемами, от решения которых зависят масштабы ядерной энергетики, широкое внедрение радиационных технологий, а также восприятие населением ядерных технологий.

1. Проблемы обращения с радиоактивными отходами

Отечественная атомная промышленность, изначально возникшая для создания ядерного оружия (впрочем, как и в большинстве ядерных государств), несколько задержалась со становлением системы обращения с РАО. На начальных этапах развития ядерных технологий, используемых исключительно в военных целях, требовалось скорейшее наращивание ядерного потенциала и вопросам безопасной утилизации РАО и ОЯТ не уделялось должного внимания. Сверхсекретность отрасли и недостаток научных знаний также не способствовали исследованию проблем воздействия ядерных технологий на человека и окружающую среду.

С началом развития отечественной мирной атомной промышленности она, также как и ядерный оружейный комплекс, развивалась в режиме незавершённых циклов по РАО и ОЯТ. В условиях плановой экономики решения по заключительной стадии ядерных технологий базировались на принципе откладывания проблем. Отсутствовала и законодательная база в области использования атомной энергии. На начальных этапах развития атомной науки и техники проблема РАО рассматривалась как частный случай общей проблемы загрязнения окружающей среды отходами человеческой деятельности, то есть в качестве второстепенной.

В результате ядерной военной деятельности во всех странах проблема обращения с РАО отягощена тяжёлым наследием гонки вооружений. Складирование и хранение РАО проводилось без соблюдения природоохранных мероприятий, и в результате образовались радиоактивно загрязнённые (РЗ) территории (Хэнфорд в США, Селлафилд в Великобритании и др.). Например, в США 114 таких площадок, которые подлежат реабилитации.

Площадка в Хэнфорде, в настоящее время выведенный из эксплуатации комплекс по производству оружейных ядерных и радиоактивных материалов, один из самых известных в США объектов, подлежащих реабилитации. Здесь в течение 40 лет функционировало радиохимическое производство по наработке плутония, создавалась первая атомная бомба. На площадке работали 9 промышленных реакторов и пять линий радиохимической сепарации, которые наработали около 57 т плутония (более двух третей всего наработанного в США плутония). Три из действовавших ректоров – прямоточные – были расположены на берегу реки Колумбия. Река в этом месте сильно загрязнена – по сути, это аналог нашей Течи. Следует отметить, что объём государственного финансирования реабилитационных программ в США весьма внушителен – 7-8 млрд долл. в год. Всего США на ликвидацию последствий ядерно-радиационного наследия на своей территории планируют затратить более 250 млрд долл.

Политика отложенных решений по обращению с РАО и ОЯТ в нашей стране продолжалась десятилетиями. В условиях плановой экономики этот подход формулировался следующим образом: «Технические проблемы обычно решаются тогда, когда возникает в этом реальная необходимость». Именно поэтому, а не вследствие каких либо непреодолимых трудностей, в стране отсутствовал системный подход к проблемам РАО и ОЯТ.

При отсутствии правовых требований к обращению с РАО и ОЯТ полноценной системы обращения с образующимися РАО и ОЯТ, направленной на их изоляцию от биоцикла, создано не было. Решения, закладываемые в проекты ядерно- и радиационно-опасных объектов (ЯРОО), были ориентированы только на хранение РАО и ОЯТ в местах их образования во временных хранилищах, в основном (99%), на промышленных площадках предприятий.

Пункты хранения РАО, ориентированные только на временное хранение, создавались с учётом специфики работы предприятий и используемых технологий, вследствие чего практически отсутствовали типовые решения по изоляции отходов. Регенерация ОЯТ, несмотря на стратегию замыкания ЯТЦ для вовлечения в топливный цикл регенерированных ядерных материалов и включения в сырьевую базу редких и ценных металлов, ведётся в ограниченном масштабе, и его большая часть размещается в пристанционных хранилищах.

Такая практика отложенных решений и отсутствие каких-либо стимулов к захоронению накопленных и вновь образующихся РАО привели к тому, что конечная стадия ядерных технологий, не обеспеченная в организационном, технологическом и финансовом отношении, способствовала дальнейшему накоплению проблем и воспроизводству устаревших технологических подходов. К началу XXI в стране имелось 1147 пунктов временного контролируемого хранения РАО суммарной активностью порядка 1020 Бк. Подавляющая часть накопленных РАО образовалось в результате прошлой оборонной деятельности и находится на трех предприятиях – ФГУП «ПО «Маяк», ОАО «СХК» и ФГУП «ГХК».

Практика отложенных решений кроме того, что не ведёт к окончательному безопасному решению проблемы иммобилизации РАО, требует значительных финансовых и материальных затрат на эксплуатацию временных хранилищ без ясной перспективы ликвидации последних. Кроме того, старение этих объектов интенсифицирует их уязвимость под действием различных внешних и внутренних факторов [3,4], а окончательное решение проблемы перекладывается на последующие поколения. Прямые следствия политики “отложенных решений” в сфере ядерной и радиационной безопасности негативно сказываются на состоянии ОС, здоровье населения и общественном восприятии ядерных технологий. От решения проблемы РАО во многом зависят возможные масштабы и динамика развития ядерной энергетики и радиационных технологий [5].

В России широкомасштабная реализация комплекса мер по развитию систем обращения с РАО и ОЯТ, выводу из эксплуатации ядерно- и радиационно-опасных объектов и ликвидации проблем «ядерного наследия» началась после ратификации «Объединённой конвенции по безопасному обращению с ОЯТ и по безопасному обращению с РАО» (ноябрь 2005) и с принятием в 2007 году ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» (ФЦП ЯРБ). Впервые за более чем 60-летнюю историю атомной отрасли на реализацию ФЦП ЯРБ, предусматривающей создание объектов инфраструктуры по обращению с РАО, создание мощностей по переработке, хранению и транспортированию РАО, а также обеспечение безопасности с ранее накопленными ОЯТ и РАО, было выделено финансирование за счёт средств федерального бюджета в размере 131,82 млрд руб.

Правовая база комплексной системы обращения с РАО определена в ФЗ от 11.07.2011 г. N 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации». Закон регулирует отношения в области обращения с РАО, не перекладывает проблему на будущие поколения и является основой создаваемой в настоящее время единой государственной системы обращения с РАО (ЕГС РАО). Основными принципами и требованиями ЕГС РАО являются:

• принцип чёткого разграничения собственности за РАО (наследие и вновь образующиеся эксплуатационные отходы предприятий и организаций);
• требование обязательного окончательного захоронения РАО;
• принцип ответственности организаций-производителей РАО независимо от ведомственной принадлежности и форм собственности за безопасное обращение с ними на всех стадиях технологического цикла, вплоть до передачи уполномоченной организации для окончательного захоронения;
• принцип «загрязнитель платит за всё».

2. Источники генерации и места хранения РАО и ОЯТ

К РАО относятся: выработавшие ресурс и подлежащие демонтажу реакторы, ускорители, радиохимическое и лабораторное оборудование; искусственные РН, возникающие при работе ядерной энергетической установки (ЯЭУ) и ускорителей, и остатки урана или радия, не извлечённые при переработке руд, а также не подлежащее переработке ОЯТ.

В результате политики отложенных решений по заключительной стадии ядерных технологий на момент принятия ФЦП ЯРБ в России было накоплено ~ 486 млн м3ЖРО активностью 4,27·10¹⁹ Бк и 87 млн т ТРО активностью 3,59·10¹⁹ Бк, образовавшихся, в основном, в результате реализации оборонных программ. Все РАО размещены на 136 предприятиях в 1466 пунктах временного хранения в 43 регионах России. РАО объёмами более 1 тыс. т ТРО или более 1 тыс. куб. м³ ЖРО размещены на 83 предприятиях и в 330 пунктах временного хранения, а также в 3 пунктах закачки ЖРО в глубинные пласты-коллекторы в геологических формациях.

Из общего количества накопленных ЖРО 92,7 % общего объёма – это низкоактивные (НАО), 6,8% - среднеактивные (САО) и 0,5 % - высокоактивные (ВАО) отходы (рис. 1).

Рис.1. Распределение накопленных ЖРО: а) по объёму, б) по активности

Из общего количества накопленных ТРО 97 % по массе - это НАО рудного производства с суммарной активностью 3,3·10¹⁴ Бк, что составляет 0,003 % активности от всех накопленных ТРО. Кроме того, в результате переработки высокоактивных ЖРО на ПО «Маяк» ежегодно образуется ~ 500 т остеклованных отходов. Суммарная активность накопленных остеклованных ВАО к концу 2011 года составляет ~ 1,89·10¹⁹ Бк (рис. 2).

Рис.2. Распределение накопленных ТРО: а) по объёму, б) по активности

Хранение ТРО осуществляется в хранилищах более 30 различных типов, представленных в основном специализированными зданиями или внутрипроизводственными помещениями, траншеями и бункерами, ёмкостями и открытыми площадками. ЖРО размещены в хранилищах более 18 различных типов, в основном представленных отдельно стоящими ёмкостями, открытыми водоёмами, пульпохранилищами и пр.

В настоящее время более 1000 объектов временного хранения РАО в силу различных обстоятельств несут потенциальную угрозу окружающей среде. Значительную их часть представляют хранилища приповерхностного типа - траншейные выемки глубиной до 6 м и объёмом от 200 до 18000 м³. Наиболее распространены сооружения объёмом 200 и 5000 м³. Стены хранилищ выполнены из железобетонных блоков или сплошного железобетона, дно из глинистого экрана или бетонной стяжки, а перекрытия из железобетонных плит. Внутренняя часть хранилища разделена на отдельные отсеки объёмом 100-150 м³. Конструкция перекрыта железобетонными плитами, стыки которых заполнены битумом, сверху – асфальтовое покрытие.

Отходы хранятся в отверждённом состоянии, а заполнение хранилищ находится в пределах 45-60%. Первые такие хранилища были построены около 70 лет назад. Под действием природных факторов в хранилищах, находящихся в эксплуатации столь длительное время, отмечены нарушения инженерных барьеров, в самих траншеях обнаружена вода, которая по содержанию РН относится к низко - или среднеактивным ЖРО. Также выявлена миграция ЖРО в приконтурную зону хранилищ.

Накопленные и производимые в настоящее время РАО – неизбежный результат работы оружейного ядерного комплекс и эксплуатации АЭС, атомных подводных лодок (АПЛ), кораблей и судов с ЯЭУ, использования РВ и источников ионизирующего излучения (ИИИ) в науке, медицине и различных отраслях промышленности [6]. ИИИ применяются более чем в 15,9 тыс. предприятий и организаций.

Согласно данным МАГАТЭ к началу XXI века в России накопилось почти половина всех РАО мира. Накопленные объёмы РАО размещены на 69 предприятиях в 33 регионах России в 1466 хранилищах различного типа. В Европейской части России отходы накоплены в 21 субъекте на 42 предприятиях, на Урале – в трёх субъектах на 10 предприятиях, в Сибири – в пяти субъектах на 10 предприятиях. Сравнительно небольшие объёмы отходов находятся на 7 предприятиях Дальневосточного региона [3, 4].

По данным системы государственного учёта и контроля радиоактивных веществ (РВ) и РАО размещены на предприятиях различной ведомственной принадлежности. Около 99% РАО сосредоточено на предприятиях Росатома, в том числе все ВАО и подавляющая часть САО. На предприятиях неатомной сферы находится всего 200 тыс. м³ РАО активностью 7,4*10¹⁶ Бк, включая ИИИ с истекшим сроком эксплуатации.

Значительное количество РАО (все они относятся к категории НАО) образуется в неядерных отраслях промышленности (нефте- и газодобыча теплоэнергетика, геология). Это склады списанного оборудования, отстойники, пункты сбора нефти и поля испарения сбрасываемой пластовой воды, загрязненные естественными РН. Сведения о наличии повышенного содержания радионуклидов на объектах и территориях, где расположены предприятия ТЭК отсутствуют, и по неполным данным общее количество отходов с ЕРН составляет (3-5)*10⁵ т.

РАО образуются на всех технологических этапах ядерного топливного цикла (ЯТЦ): при добыче и переработке урановой руды, изготовлении и использовании ядерного топлива, регенерации облучённого топлива, выводе из эксплуатации ядерных объектов. По данным системы государственного учёта и контроля РВ и РАО из общего количества РАО, накопленных на предприятиях различных форм собственности и ведомственной принадлежности, более 90% образовалось в результате прошлой оборонной деятельности (включая утилизацию АПЛ) и находится на трёх предприятиях – ФГУП «ПО «Маяк», ОАО «СХК» и ФГУП «ФЯО ГХК». Такие РАО называются «историческими» [7, 8].

Основная часть (99%) низкоактивных ЖРО, накопленных на предприятиях атомной отрасли, размещена на объектах ПО «Маяк» и СХК. 89% среднеактивных ЖРО сосредоточено на СХК, ГХК, НИИАР и изолирована от окружающей среды путем закачки в глубокие геологические формации. За более чем полувековой период  эксплуатации в эти геотехнические сооружения было закачено более 55 млн м3 ЖРО различного уровня активности. В пунктах хранения ЖРО, не изолированных от окружающей среды, размещено около ~ 12% среднеактивных ЖРО. Все высокоактивные ЖРО изолированы от окружающей среды.

Из накопленных на предприятиях атомной промышленности низкоактивных ТРО 97% находится на предприятиях по добыче и переработке урановых руд (ППГХО – 91% и ЧМЗ – 6%). Основная масса накопленных высокоактивных ТРО – это остеклованные ЖРО, оболочки твэлов, загрязнённое оборудование, отработавшие радиоизотопные источники (РИ), находящиеся на ПО «Маяк», ГХК и СХК. Все эти отходы находятся в специализированных зданиях и изолированы от окружающей среды [6-8].

Основными источниками образования и накопления новых (не исторических) РАО являются предприятия ЯТЦ и АЭС. По оценкам, ~ 0,1 % от общей активности накопленных к настоящему времени РАО образовалось на АЭС, большая часть остальных РАО – на предприятиях ЯТЦ, что обусловлено деятельностью радиохимических производств. Все АЭС и предприятия ЯТЦ на своих промышленных площадках осуществляют сбор, переработку и хранение РАО. Необходимо отметить, что с момента принятия ФЦП ЯРБ объёмы переработки высокоактивных ЖРО опережают объёмы их ежегодного образования, а объёмы накопления и переработки низкоактивных ЖРО практически сравнялись (рис. 3).

Рис. 3. Образование, хранение и переработка РАО в России

Приём и хранение низко-, среднеактивных РАО и РИ от организаций неатомных отраслей, использующих ИИИ и РВ, осуществляют 15 отделений ФГУП «Предприятие по обращению с радиоактивными отходами «РосРАО» (ФГУП «РосРАО») и ФГУП «Радон», охватывающих шесть Федеральных округов России. В Приволжском округе расположены шесть отделений, в Северо-Западном, Южном, Уральском и Сибирском округах – по два*, в Центральном и Дальневосточном округах – по одному [7]. Переработка РАО осуществляется только в Ленинградском отделении ФГУП «РосРАО» и ФГУП «Радон». Отделения ФГУП «РосРАО» принимают ТРО (~ 95% общего количества принимаемых РАО), ЖРО и отработавшие ИИИ.

До середины 1990-х годов загрузка траншей отходами проводилась послойно без сортировки – навалом. Каждый слой толщиной около 1 м заливался цементным раствором. Затем РАО стали предварительно помещать в 200-литровые бочки, которые заполнялись цементным раствором, укладывались в траншеи слоями с засыпкой промежутков между бочками глиной.

Площади промышленных площадок ФГУП «РосРАО» составляют от 5 до 64 га, среднегодовое поступление отходов – от 10 до 2500 м³. Основная часть РАО находится в хранилищах поверхностного типа. ТРО и отвержденные ЖРО размещаются в 200-литровых металлических бочках, которые укладываются в контейнеры типа НЗК, пустоты между бочками в НЗК заполняются глиной. Активность низко- и среднеактивных РАО, накопленных в конкретных отделениях, составляет 10¹⁴-10¹⁶ Бк, а ИИИ – 10¹¹-10¹³ Бк. В составе РАО преобладают радионуклиды ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs и ⁶⁰Co, суммарная активность которых достигает 95% от общей активности находящихся на хранении РАО.

Наиболее крупными являются ФГУП «Радон» и Ленинградское отделение ФГУП «РосРАО», которые ежегодно принимают ~ 3000 м³ и ~ 1000 м³ РАО соответственно. Ежегодные поступления РАО на другие отделения не превышают 100-200 м³, чаще всего – до 10 м³.

Общая площадь Ленинградского отделения (введённого в эксплуатацию в 1962 году) – 45 га. В состав пункта хранения входят 14 законсервированных хранилищ поверхностного типа объёмом от 100 до 3500 м³, действующие хранилища поверхностного типа объёмом 2500 м³ (заполнено) и 5000 м³, ёмкости для хранения ЖРО объёмом по 1000 м³.

Также достаточно крупный пункт хранения РАО – Саратовское отделение ФГУП «РосРАО». Общая площадь полигона – 78,5 га, площадь зоны возможного загрязнения - 7,8 га. В состав пункта хранения входят три хранилища приповерхностного типа объёмом по 200 м³ (заполнены и законсервированы), действующее хранилище полузаглублённого типа объёмом 940 м³ и ёмкость для хранения ЖРО объёмом 200 м³. На площадке строится хранилище поверхностного типа объёмом 5000 м³. Все хранилища находятся в удовлетворительном состоянии с точки зрения экологической безопасности.

*В настоящее время Мурманский филиал СЗТО ФГУП «РосРАО» не принимает РАО на хранение. Осуществляется вывоз отходов и начаты работы по реабилитации промплощадки предприятия.

В состав ФГУП «РосРАО» в статусе филиалов, помимо 14 бывших специальных комбинатов «Радон» и ФГУП «Радон», входят СЗЦ «СевРАО» (три отделения) и ДВЦ «ДальРАО», ведущие переработку и хранение РАО от утилизации АПЛ. В настоящее время на площадке долговременного хранения реакторных отсеков утилизированных АПЛ отделения «Сайда-губа» СЗЦ «СевРАО» находится 64 одноотсечных блоков реакторных отсеков (рис. 4). В 42 блока загружены ТРО. Летом 2015 года введен в эксплуатацию региональный центр кондиционирования и длительного хранения ТРО.

Пункт долговременного хранения реакторных отсеков

В состав ФГУП «РосРАО» также входит Кирово-Чепецкий химкомбинат, который до 1990 года выпускал тетрафторид и гексафторид урана, использующиеся в процессе обогащения урана. Производившие их цеха законсервированы, а промышленная площадка комбината подлежит реабилитации.

В настоящее время РАО нарабатываются, в основном, в гражданском секторе атомной промышленности и при выводе из эксплуатации ЯРОО, а также в неатомных отраслях, использующих ИИИ и РВ. Количество нарабатываемых РАО с каждым годом сокращается (табл. 1), а примерно пятая часть ТРО образуется вследствие переработки ЖРО.

Таблица 1. Ежегодное образование РАО в России

​В предстоящее десятилетие при закрытии устаревших производств и снятия с эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков АЭС объёмы нарабатываемых РАО возрастут. Соответственно, возрастут и затраты на их переработку. ФЗ № 190 «Об обращении с РАО…» определил две категории отходов: образующиеся и накопленные до вступления закона в действие и разграничил собственность на них. К первой категории установлены однозначные требования к переработке, кондиционированию и обязательному захоронению, и затраты на обращение с ними несет собственник. К обращению с РАО второй категории допускаются гибкие подходы, а затраты на обращение с ними несет государство.

В настоящее время практически решена проблема радиоэкологической безопасности, обусловленная обвальной массовой утилизацией российских АПЛ, и начаты работы по утилизации надводные кораблей и судов с ЯЭУ, а также судов АТО [9]. Выведены из состава ВМФ и подлежат утилизации два крейсера и корабль связи с ЯЭУ.  Ждут демонтажа выведенные из эксплуатации атомные ледоколы «Арктика» и «Сибирь», а к 2025 года будут выведены из эксплуатации 7 атомных ледоколов.

В Северном регионе в эксплуатации и в отстое находятся 72 судна АТО, 28 из них в аварийном, затопленном или полузатопленном состоянии. Среди этих 28 судов – 7 плавучих технических баз (ПТБ), 5 специальных наливных танкеров, 1 плавучая дозиметрическая станция и 15 плавучих емкостей для ЖРО. Более 50 судов АТО выслужили установленные сроки и подлежат утилизации [3,7,8]. В Дальневосточном регионе в эксплуатации и в отстое находятся 27 судов АТО, 3 из них в аварийном состоянии. Не менее 23 судов АТО выслужили установленные сроки и подлежат утилизации. Возраст некоторых судов с ЯЭУ, выводимых из эксплуатации, составляет до 40 лет, а судов АТО – до 60.

Утилизация надводных кораблей и судов АТО не вписывается в апробированные процедуры утилизации АПЛ. Суда АТО по своему архитектурному облику, конструктивным особенностям и массогабаритным характеристикам существенно отличаются друг от друга, что должно учитываться при планировании утилизационных работ. Главным различием является количество хранилищ РАО и ОЯТ разного типа и их наполнение на различных судах АТО.

В рамках ФЦП ЯРБ уже утилизированы ПТБ «Володарский» и наливной технический танкер ТНТ-16. С международной помощью наиболее сложный объект ПТБ «Лепсе» размещена на стапеле для выполнения работ по выгрузке ОЯТ.

Особую проблему представляет вывод из эксплуатации радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), выработавших установленный ресурс [10].

Помимо космических аппаратов РИТЭГи начали широко использоваться в 70-х годах прошлого века как элементы электропитания в маяках, створных и навигационных знаках, метеостанциях и другом подобном оборудовании, установленном в местности, где по техническим или экономическим причинам нет возможности воспользоваться другими источниками электропитания. Всего для наземной эксплуатации было изготовлено 1007 РИТЭГов, которые были размещены, в основном, по северному и восточному побережью, от границы с Норвегией на Северо-Западе до Приморского края на Дальнем Востоке. Несколько таких устройств находятся на берегах Финского залива и Белого моря. Все РИТЭГи выработали свой ресурс и превратились в потенциально опасные устройства для человека и окружающей среды. Они подлежат утилизации, поэтому места их нахождения можно рассматривать как временные хранилища РАО. Необходимо отметить, что их активность достигает 0,71 % от количества всех РАО, имеющихся в России.

Почти все они делались на базе радиоактивного тепловыделяющего элемента с изотопом стронций-90 (РИТ-90), представляющий закрытый ИИИ. Начальная активность изотопов в различных типов РИТЭГов составляла от 1,3*1015 до 1,7*1016 Бк, и безопасного уровня РИТ-90 достигает только через 900-1000 лет [10]. Конструктивно РИТ-90 выполнен в герметичной капсуле, защищённой от внешних воздействий оболочкой из нержавеющей стали и свинца. Однако РИТЭГ устанавливались около 30 лет назад, когда вопросы терроризма и мародерства не учитывались, и их корпуса не были вандалозащищёнными. Пункты их размещения не охраняются и не защищены. Известны случаи (в Мурманской области на берегу Белого моря и в Ленинградской области на побережье Финского залива), когда РИТЭГи были разграблены сборщиками цветных металлов.

В рамках ФЦП ЯРБ и при участии в финансировании Норвегии, Финляндии и Швеции в 2014 году с маяков и навигационных знаков российского побережья Баренцева, Карского, Белого и Балтийского морей завершен вывоз РИТЭГов на длительное хранение в учреждения ФГУП «РосРАО». В настоящее время продолжаются работы по разборке и утилизации РИТЭГов, размещенных на временное хранения в ДВЦ «ДальРАО», и организована экспедиция для демонтажа и транспортирования 4 РИТЭГов, работающих в Антарктиде. 

3. Вопросы переработки и иммобилизации РАО

В нынешнем году завершается ФЦП ЯРБ, в рамках которой выполнено большое количество мероприятий в области обращения с РАО. На предприятиях Госкорпорации «Росатом» введено в эксплуатацию 62 установки по переработке различных видов РАО (цементирования, битумирования, остекловывания, упаривания, фракционирования для переработки ЖРО и сжигания, прессования, компактирования ТРО). На 01.01.2015 г. объем накопленных РАО составил 431 млн м³ ЖРО и 76 млн т ТРО (соответственно 486 млн м³ и 87 млн т на момент принятия ФЦП).

В рамках ФЦП ЯРБ на Ленинградской АЭС в 2014 году введен в эксплуатацию комплекс по переработке ТРО производительностью 6 тыс. т в год. На территории АО «ОДЦ УГР» в Северске впервые в мире осуществлен вывод из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора ЭИ-2 по методу «захоронение на месте». В 2015 году выведенный из эксплуатации и законсервированный реактор переведен в локальный пункт захоронения РАО. 

Еще до начала действия ФЦП ЯРБ в рамках программы по утилизации АПЛ с международной помощью на ОАО «ЦС «Звёздочка» (г. Северодвинск) построен и введён в эксплуатацию комплекс по переработке ЖРО, а на ДВЗ «Звезда» (г. Большой Камень) создан плавучий комплекс по переработке ЖРО «Ландыш».

В г. Сосновый Бор более 20 лет успешно функционирует единственное в России специализированное предприятие по переработке и утилизации металлических РАО – ЗАО «ЭКОМЕТ-С». Основным видом деятельности предприятия является переработка низкоактивных металлических РАО в целях уменьшения объёма ТРО, направляемых на захоронение, и возврата металла для неограниченного использования в народном хозяйстве. Производственные мощности позволяют перерабатывать до 5 тыс. т в год отходов с низким уровнем активности.

Разработанная на предприятии комплексная технология переработки металлических РАО позволяет перерабатывать черную и нержавеющую сталь, а также цветные металлы и сплавы и сокращает объемы ТРО, направляемых на захоронение в ~ 80 раз. Технология, основанная на использовании на заключительной стадии обращения с металлическими РАО способа переплавки, полностью соответствует действующим нормативно-правовым документам федерального уровня ОСПОРБ-99 и СПОРО-2002.

Следует сказать, что резко выраженная специфика и большое разнообразие типов РАО вызвали появление в предыдущие годы огромного количества специфических технологий. Для герметизации ЖРО, обеспечивающей безопасные условия транспортирования и длительного хранения, могут использоваться различные технологии, однако все они основаны на включении РН в твёрдую матрицу. Исследования по разработке матричных материалов проводятся не только в странах, имеющих ядерную энергетику, но и в некоторых странах, где развитие ядерной энергетики рассматривается только концептуально, например, в Австралии.

В настоящее время Россия имеет полный комплекс технологий, позволяющих эффективно и безопасно перерабатывать РАО, минимизируя их количество и надёжно отделяя от внешней среды, но нет средств на реализацию соответствующих проектов.

Наглядным примером этому является работа ФГУП «Радон», характеризующаяся многообразием методов переработки РАО и включающая в себя промышленные и опытные технологии. Производственная деятельность ФГУП «Радон» охватывает широкий спектр современных научных воззрений, направлений, исследований и практических мероприятий, учитывает разработки всех известных и иностранных организаций, занимающихся проблемой РАО [13,14]. На предприятии проводятся следующие виды переработки: сжигание, прессование, битумирование, цементирование, кондиционирование ИИИ, стендовые исследования по остекловыванию.

Переработка и безопасное хранение РАО до их передачи Национальному оператору для захоронения – это насущная необходимость и непременное условие для обеспечения радиационной безопасности населения. Концентрация огромного количества РАО на площадке ФГУП «Радон» в 100 км от Москвы (в регионе с максимально высокой плотностью населения) требует применения исключительно надёжных, безопасных и эффективных методов переработки и захоронения отходов.

Современное технологическое оборудование позволяет существенно снизить объёмы РАО. Переработка РАО проводится с использованием технологий ФГУП «Радон», исключающих попадание РВ в окружающую среду в количествах, превышающих установленные пределы.

На ФГУП «Радон» в первые годы с начала деятельности твёрдые отходы всех видов в разнообразных упаковках помещали в приповерхностные могильники. В дальнейшем было принято цементирование пустот между упаковками с отходами. Концентраты ЖРО сливали в ёмкости – бетонные резервуары, облицованные изнутри нержавеющей сталью. В дальнейшем были разработаны установки для прессования, сжигания и битумирования. Соответствующие продукты: брикеты, золу, блоки битумного компаунда направляли на временное хранение вместе с другими НАО. В последнее время проводятся работы, направленные на реализацию новой концепции. Отходы всех видов должны перерабатываться и упаковываться в контейнеры типа НЗК-150.

На сжигание направляются спецодежда, средства индивидуальной защиты, ветошь, бумага, древесные отходы, жидкие органические отходы, масла из вакуумных установок. Коэффициент сокращения объёма при сжигании составляет 70-100 раз. В конечном продукте в виде золы и сажи, в основном, содержится углерод.

Прессованию подлежат оборудование, тара, материалы, лабораторная посуда, керамика, стекло, полимеры. Пресс развивает усилие 200 т, что позволяет сократить объём в среднем в 6 раз. Полученные брикеты загружаются в 200-литровые бочки. Конечный продукт содержит O, C, Al, Ca, Si, Ni, F, Cl, Cr, Ti, Zr, Fe, Cu, химические соединения с водородом.

Битумирование используется для отверждения ЖРО. Жидкие отходы из накопителя-резервуара объёмом 3 м3 подают в дозатор и испаритель, куда вводится расплавленный битум. Полученный компаунд содержит нитрат натрия, гидроксиды железа, карбонаты, оксалаты и другие соли, а также углерод.

Цементированием омоноличивают низкоактивные ТРО в могильниках. Могильники заполняют отходами по отсекам ярусами не более 1,5 м, затем заливают цементным раствором. Объём ТРО в могильнике составляет ~ 4500 м3, цементного раствора ~ 1500 м³. В конечном итоге монолитный массив отходы+цементный камень содержат O, C, Al, Ca, Si, Ni, F, Cl, Cr, Ti, Fe, S. Цементированию в 200-литровых бочках подвергают золу, сажу после сжигания, прессованные отходы, радиоизотопную продукцию (пожарные извещатели дыма и т.д.), кабели, стройматериалы, грунт.

Для того чтобы гарантировать безопасность от любых РАО требуется целый ряд барьеров, рассчитанных на экстремальные обстоятельства.

Переработка ряда опасных РАО со сложными физическими и химическими свойствами находится на стадии опытных работ. Сегодня ФГУП «Радон» на пороге промышленного внедрения самых современных технологий. Так, появились установки остекловывания, плазменного плавления, которые позволяют включать особо опасные радиоактивные элементы в структуру матричных материалов, близких к природным аналогам. Создаётся система хранения, где помимо внешних барьеров (гидроизолирующих грунтов, стенок хранилищ, специальных контейнеров), сам по себе матричный материал с радиоактивными включениями является надёжным барьером для выхода РН.

4. Особенности обращения с отработавшим ядерным топливом

ОЯТ представляет особый вид радиоактивных материалов. С одной стороны, это высокоактивный материал (содержит более 90% активности, вовлеченной в сферу человеческой деятельности), который содержит большое количество РН, обладающих весьма разнообразными ядерно-физическими, радиационными и физико-химическими свойствами.

С другой стороны, состав ОЯТ содержит редкие и дефицитные элементы, потребительский спрос на которые возрастает (в 1869 году промышленность использовала 35 химических элементов, в 1906 году – 52, в 1937 году – 73, в 1990 году – 95). ОЯТ является сырьём для получения ИИИ и радиоизотопной продукции, а выделенные при переработке уран и плутоний могут использоваться для получения свежего ядерного топлива.

Перед началом облучения в единице массы (1 т урана) стандартного топлива реактора ВВЭР-1000 содержится 44 кг ²³⁵U и 956 кг ²³⁸U. В конце трёхлетней кампании уран частично выгорает, оставляя 40 кг продуктов деления и 11 кг актинидов, в которых около 10 кг плутония, 0,6 кг нептуния, 0.2 кг америция, 60 г кюрия. Вклад актинидов в суммарную дозу гамма-излучения на момент выгрузки незначителен и не превышает 5%. Их относительный вклад в полную активность ОЯТ существенно выше – около 20%.

Примерно 4/5 всех актинидов являются [альфа] -излучателями и около 1/5 – β-излучателями. Средняя энергия [гамма]  - квантов смеси актинидов в 5-7 раз ниже средней энергии смеси продуктов деления. Заметную роль играет низкоэнергетическое рентгеновское излучение с энергией от 20 до 100 кэВ. Многие актиниды способны к спонтанному делению. Нейтроны спонтанного деления не вносят заметного вклада в суммарную плотность потока нейтронов работающего ядерного реактора, однако наличие в составе ОЯТ спонтанно делящихся изотопов накладывает существенные ограничения на технологии обращения с ОЯТ.

Следует отметить также чрезвычайную токсичность большинства актинидов. ПДК для актинидов в воде и воздухе, как правило, в несколько тысяч раз меньше, чем для продуктов деления. При больших периодах полураспада актинидов это обстоятельство крайне существенно в долгосрочных стратегиях обращения с ОЯТ.

При производстве 1 ГВт электроэнергии на традиционных АЭС в год образуется: плутония – 200 кг, трансплутониевых элементов – 4,53 кг, нептуния – 11,25 кг и продуктов деления – 82,1 кг [11].

При современных масштабах ядерной энергетики в мире на АЭС ежегодно нарабатывается до 85 т высокофонового плутония, который является особым веществом в проблеме негативного воздействия на ОС. Помимо высокой a - активности, плутоний чрезвычайно токсичен химически. При его взаимодействии с силикат-ионами или кремниевой кислотой образуются комплексные соединения, которые не выпадают в осадок и остаются устойчивыми в течение длительного времени, а при гидролизе ионы плутония образуют химические комплексы, аналогичные коллоидам и полимерам.

Нептуний, которого каждый год на АЭС мира нарабатывается около 5 т, кроме высокой радиотоксичности и длительного времени жизни (период полураспада 2,14*106 лет) обладает очень низкой сорбируемостью и высокой миграционной способностью, гораздо выше, чем у других РН, что создаёт очень сложную техническую проблему при его герметизации и хранении.

Остаточная активность плутония, трансплутониевых элементов, нептуния и продуктов деления, на несколько порядков превосходящая активность природного урана, представляет радиоэкологическую опасность в течение тысячелетий. Поэтому их изоляция от окружающей среды (помимо сложности технических решений) требует колоссальных финансовых затрат, а любое существенное нарушение в обращении может привести к глобальной экологической катастрофе.

Значительные количества плутония, содержащиеся в ОЯТ, помимо радиоэкологических проблем, являются другой острой проблемой современной ядерной энергетики – нераспространения ядерного оружия. Плутоний может быть выделен из ОЯТ и использован для создания ядерного оружия.

К моменту принятия ФЦП ЯРБ острая ситуация сложилась в России и при обращении с ОЯТ, проблема обращения с которым возникла одновременно с развитием ядерной энергетики. В начальные годы развития ЯЭ аспекты безопасности и экологических последствий приносились в жертву экономической и политической целесообразности, а проблемы обращения с ОЯТ считались второстепенными и их решение откладывать на потом не только в России, но и во всех ядерных странах.

Проблема обращения с ОЯТ с каждым годом всё более обострялась потому, что, во-первых, аккумулировалась десятилетиями и, во-вторых, ЯЭ за последние годы стала широкомасштабной технологией. В настоящее время в мире эксплуатируется 438 ядерных энергоблоков, а выгрузка ОЯТ из типового блока – миллионника составляет ~ 25 т/год. Таким образом, к началу 2014 года в мире накоплено 340 тыс. т и ежегодно выгружается 10,5 тыс. т. За все время переработано 97 тыс. т ОЯТ, и ежегодный объём переработки не превышает 5 тыс. т.

В России накоплено 21714 т ОЯТ и ежегодно образуется ~ 650 т при эксплуатации энергетических, транспортных и исследовательских реакторов. Обращение с ОЯТ осуществляется в соответствии с «Концепцией по обращению с отработавшим ядерным топливом Госкорпорации «Росатом», утвержденной приказом от 29.12.2008 № 721. Согласно Концепции практика обращения с ОЯТ в настоящее время сочетает контролируемое хранение и его переработку (рис. 5).

Рис. 5. Способы обращения с ОЯТ

Несмотря на то, что Россия является убежденным сторонником переработки ОЯТ, обеспечивающей выделение из него большого количества изотопов для широкого применения в медицине, промышленности и науки, перерабатывается менее 15% нарабатываемого ОЯТ (около 100 т).

Более половины ОЯТ составляет топливо реакторов РБМК. Количество ОЯТ реакторов различного типа на Российских предприятиях по состоянию на 01.12.11 г. приведено в табл. 2.

Таблица 2. Количество ОЯТ на Российских предприятиях

Хранение ОЯТ осуществляется в двух основных вариантах. Топливо реакторов ВВЭР-1000, составляющее 34 % всего наработанного ОЯТ и ежегодное образование ~ 200 т, после промежуточного хранения в течение 3-5 лет в пристанционных бассейнах выдержки вывозится в централизованное хранилище на ГХК. После реконструкции, проведенной в 2009-2010 гг. его вместимость составляет 8600 т. В соответствии с международными соглашениями РФ с Украиной и Болгарией в хранилище ГХК вывозится ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, построенных по российским (советским) проектам. ОЯТ 5-го блока Нововоронежской АЭС хранится на промышленной площадке станции.

В рамках ФЦП ЯРБ в 2012 году на ГХК введена в эксплуатацию первая очередь сухого хранилища ОЯТ реакторов РБМК-1000. Первая партия ОЯТ Ленинградской АЭС размещена в сухом хранилище в 2012 году, вывоз ОЯТ с Курской АЭС начат в 2014 г., а со Смоленской АЭС в 2015.  

Кроме перечисленных объектов хранения и переработки ОЯТ обращение с ОЯТ осуществляется в филиале № 1 СЗЦ «СевРАО». Это бывшая береговая техническая база Северного флота по обслуживанию АПЛ – губа Андреева. В настоящее время в губе Андреева хранится 21640 ОТВС, в которых находится 35 т топливной композиции активностью 96,2*1016 Бк. ОЯТ хранится в блоке сухого хранения и в контейнерах на открытой площадке. Часть ОТВС являются дефектными. Некоторые контейнеры ТУК-6 и ТУК-11, в которых хранятся ОТВС, находятся в неудовлетворительном состоянии, что не позволяет осуществить их штатную перевозку на ПО «Маяк» для переработки.

В настоящее время в рамках Международного соглашения по многосторонней ядерно-экологической программе с участием Великобритании, Норвегии, Германии, Италии и Франции ведутся работы по созданию современной инфраструктуры по обращению с ОЯТ и РАО и реабилитации территории бывшей БТБ. Согласно утверждённым планам срок ввода в эксплуатацию инфраструктуры по обращению с ОЯТ – 2015 г., а начало его отправки на ПО «Маяк» запланировано на 2016 г.

У России нет оснований отказываться от своей энергетической стратегии (34 действующих энергоблока и 9 строится). Основа строящихся и перспективных блоков – реакторы ВВЭР-1200. Они заменят старые реакторные блоки. В будущем сроки эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК продлеваться не будут. Ускоряются темпы работ по развитию реакторов на быстрых нейтронах (произведен физпуск реактора БН-800 и строится опытно-промышленный реактор БРЕСТ-ОД-3) с замкнутым топливным циклом, что позволит России увеличить запасы ресурсов ядерного топлива более чем на тысячу лет. При этом тепловые и быстрые реакторы не конкурируют между собой, а дополняют друг друга, выполняя функции производства энергии и воспроизводства ядерного топлива, исходя из экономичности и безопасности. Замыкание ядерного топливного цикла становится экономически оправданным при масштабе ядерной энергетики примерно в 30 ГВт [12].

Сегодня в России функционирует частично замкнутый по урану ядерный топливный цикл. Регенерированный уран с завода РТ-1 ПО «Маяк» направляется на изготовление топлива для РБМК, а выделенный плутоний накапливается на складе с перспективой использования для изготовления МОКС-топлива для быстрых реакторов.

В рамках ФЦП ЯРБ в конце 2015 г. на ГХК будет введена в эксплуатацию первая очередь опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) по переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 производительностью 100 тОЯТ/год. На полную производительность 250 т ОЯТ/год ОДЦ выйдет в 2018 г. По результатам эксплуатации ОДЦ планируется создание широкомасштабного перерабатывающего завода.

Заключение

Программа роста установленных мощностей ядерной энергетики России предполагает их увеличение до 50-60 ГВт к 2030 г. Кроме этого, Россия в течение этого временного интервала строит за пределами своей территории около 20 ГВт ядерно - энергетических мощностей.

Будущее – за экологически безопасной и надёжной ядерной энергетикой и новыми технологиями [16-19]. К середине века количество эксплуатационных и образующихся при выводе АЭС из эксплуатации РАО составит, соответственно, около 50 и 30 тыс.т. Количество выделенных из ОЯТ РАО при замыкании ЯТЦ составит около 4000 т. [12].

Глубоко эшелонированная защита при современном уровне развития технологии способна обеспечить безопасное существование человека и окружающей среды при использовании ядерной энергии. Это справедливо для всех этапов ЯТЦ, кроме окончательного захоронения. Увеличивая общее количество ЯЭУ в мире, человечество в недалёком будущем столкнётся с проблемой обеспечения безопасности от всё более возрастающего количества РАО. Нарабатывая радионуклиды, мы увеличиваем интегрированный по времени радиационный риск. Чем дольше будет функционировать ядерная энергетика, тем больший риск будет накоплен [24].

По мнению сотрудников Курчатовского института,

«только многокомпонентная структура парка ядерных реакторов (тепловые и быстрые) с эволюционным развитием каждого из направлений обеспечивает наиболее гармоничное сочетание ядерной энергетической структуры и внешней энергетической системы, минимизирует риски, обусловленные существенной неопределённостью перспектив как ресурсного обеспечения, так и использования новых материалов и технологий».

Инновационные технологии (жидкосолевые реакторы – выжигатели минорных актинидов, либо подкритические системы с внешним электроядерным или термоядерным источником нейтронов) и многокомпонентность парка ЯЭУ создают широкие возможности манёвра в структуре ядерного топливного цикла и обращения с отходами [25]. На фоне «уникального разнообразия» предлагаемых реакторных систем в России, определяющих выбор ЯТЦ, открываются широкие перспективы обращения с РАО («сухие» методы переработки ОЯТ – металлургические, электрохимические, газовые и др.) [12,16,17]. В целях глобальной безопасности на государственном уровне будет решена проблема, от которой во многом зависят возможные масштабы и динамика инновационного развития ядерной энергетики.

Литература

1.    Довгуша В.В, Тихонов М.Н. Обеспечение экологической безопасности при обращении с радиоактивными отходами на ядерно - и радиационно опасных объектах Российской Федерации//Экол. пром. произ-ва, 1997, № 3-4, с.30-46;

2.    Тихонов М.Н., Петров Э.Л., Муратов О.Э. Системный взгляд на атомную энергетику и радиацию сквозь призму общественного мнения//Региональная экология, 2005, № 1-2 (24), с. 80-89.

3.Тихонов М.Н., Рылов М.И. Комплексная оценка ядерно-радиационного наследия России//Проблемы окружающей среды и природ. ресурсов, 2007, № 3, с. 77-110.

4.Рылов М.И., Тихонов М.Н. Радиационная география России как объект системного исследования. В 2-томах. Т.1. – 324 с.; Т.2.-З24 с. – СПб.: ООО «Пресс-Сервис», 2014.

5. Муратов О.Э. Стратегические задачи обращения с радиоактивными отходами//Атомная стратегия-XXI, 2006, № 3(23), с. 4-5.

6. Ядерная энергетика: постижение реальности и взгляд в будущее (избранные труды Э.Л. Петрова)/Под ред. М.Н. Тихонова и О.Э.Муратова. – СПб.: ООО «Пресс-Сервис», 2008. - 558 с.

7. Шаталов В.В., Брыкин С.Н., Серебряков И.С. Учёт и контроль радиоактивных веществ и радиоактивных отходов на предприятиях ядерного топливного цикла//Атомная стратегия – XXI, сентябрь 2004, с. 19.

8. Никитин В.С. Количественная оценка радиационного риска при утилизации АПЛ на предприятиях Россудостроения//Ядерная и радиационная безопасность России, 2002, вып. 4 (7), с. 48-69.

9. Тихонов М.Н., Муратов О.Э. Техногенный радиационный риск при комплексной утилизации АПЛ и судов с ЯЭУ//Проблемы окружающей среды и природ. ресурсов, 2007, № 3, с. 54-76.

10. Тихонов М.Н., Рылов М.И. Проблемы радиационной безопасности при обращении с радиоизотопными термоэлектрическими генераторами//Науч. и техн. аспекты охраны окружающей среды, 2003, № 1, с. 49-54.

11. Исаев А.Н. Мировой опыт хранения отработавшего ядерного топлива// Aтомная техника за рубежом, 2005, № 1, с. 17-21.

12. Гагаринский А.Ю. Обращение с РАО в ядерно-энергетической стратегии России//Энергия: экономика, техника, экология, 2014, №7, с.2-9.

13. VII межд. конф. 27 сентября -1 октября 2004 г. «Безопасность ядерных технологий: Обращение с радиоактивными отходами//Доклады. - СПб.: PRоАтом, 2004. - 546 с.

14. Волков В.Г., Городецкий Г.Г., Зверков Ю.А. Технологические особенности ликвидации хранилищ высокоактивных РАО, омоноличенных бетонной матрицей//Материалы VIII Межд. конф. «Безопасность ядерных технологий: экономика безопасности и обращение с источниками ионизирующих излучений» 26-30 сент. 2005 г. - СПб., 2005, с. 109-134.

15. Никипелов Б., Иванов В., Величкин В. и др. Естественная безопасность при обращении с РАО//Бюлл. Центра общ. инф. по атомной энергии, 2001, № 1, с. 28-36.

16. Тихонов М.Н., Петров Э.Л., Муратов О.Э. Ядерная энергия и новые технологии //Ресурсосберегающие технологии. Экспресс-информация. - М., ВИНИТИ, 2006, №. 23, с. 2-19.

17. Тихонов М.Н., Муратов О.Э. Ядерная энергия и радиационные технологии: ретроспектива и перспективы//Экологическая экспертиза, 2012, № 3, с. 16-34.

18. Муратов О.Э., Царева С.М. Инновационные материалы и технологии для иммобилизации радиоактивных и токсичных отходов/Под ред. М.Н. Тихонова//Экологическая экспертиза, 2012, № 3, с. 35-56.

19. Муратов О.Э., Степанов И.К., Царева С.М. Методы переработки жидких радиоактивных отходов: Аналитический обзор/Под ред. М.Н.Тихонова//Экол. промышленного производства, 2012, , вып.3, с.30-42.

20. Муратов О.Э. Тихонов М.Н., Царева С.М. Обращение с эксплуатационными радиоактивными отходами на объектах ялерной энергетики //Экол. промышленного производства, 2012, вып.3, с.49-58.

21. Муратов О.Э., Царева С.М. Иммобилизация радиоактивных и токсичных отходов в магнезиально-минеральных матрицах /Под ред. М.Н. Тихонова//Экол. промышленного производства, 2012, вып.4 (80), с.43-55.

22. Муратов О.Э., Царева С.М. Разработка и экспериментальное исследование матричных минеральных составов для иммобилизации РАО, образующихся на АЭС и предприятиях «РосРАО» /Под ред. М.Н. Тихонова//Науч. и техн. аспекты охраны окружающей среды, 2012, № 6, с. 84-113.

23. Емельяненков А. Одним наследством связаны//Российская газета 19 июля 2007, № 154 (4417), с. 16-17.

24. Асеев Л.Г., Субботин С.А. Безопасное развитие атомной энергетики в эпоху актуального незнания//Энергия: экономика, техника, экология, 2014, №1, с.17-22.

25. Фролов И.Э. Атомная промышленность России: итоги реформирования, политика и проблемы развития//Проблемы прогнозирования, 2014, №6, с.3-15.