Радионуклидный состав выбросов плавучей АЭС малой мощности с водоохлаждаемой реакторной установкой

Впервые выполнены экспериментальные исследования интенсивности и радионуклидного состава газоаэрозольных выбросов малого модульного реактора морского базирования. В обследованных источниках выброса радиоактивных веществ идентифицировано 11 радионуклидов. Поступление установленных радионуклидов создает облучение населения г. Певек не выше 0,03 мкЗв/год, что многократно ниже установленной для АЭС дозовой квоты от облучения при выбросе в атмосферу радиоактивных веществ, равной 50 мкЗв/год. Определены основные радионуклиды, формирующие не менее 95% годовой эффективной дозы населения г. Певек от выбросов ПАТЭС при нормальной эксплуатации: ³Н, ¹⁴С, ⁴¹Ar. В первые годы эксплуатации ПАТЭС удельный выброс составил 2,72·10^-1 ГБк/ГВт·ч, 2,91·10^-3 ГБк/ГВт·ч, 1,53·10^-2 ГБк/ГВт·ч соответственно для ³Н, ¹⁴С, ⁴¹Ar. Полученные значения удельного выброса могут быть приняты за базовые для оценки соответствия принципам методологии INPRO для всех последующих проектов малых модульных реакторов морского базирования.

Введение

Возможности компактных корабельных реакторных установок длительный период автономного энергоснабжения судов надводного и подводного флота не могли не быть востребованными для обеспечения тепловой и электрической энергией населения удаленных и малонаселенных территорий. К 2022 году на различной стадии разработки и развертывания по всему миру насчитывалось не менее 83 проектов малых модульных реакторов (ММР), в том числе 9 морского базирования [1]. Серийное заводское изготовление, сокращение избыточных систем безопасности позволяет снизить стоимость и сроки строительства ММР [2].

Генерация электрической и тепловой энергии ММР морского базирования применима в регионах, для которых наземные атомные энергетические установки не рентабельны и не жизнеспособны [3]. Часто в указанных регионах энергоснабжение обеспечивается за счет угольной или дизельной генерации. Переход на ядерные энергетические установки малой мощности позволяет повысить надежность производства энергии и существенно снизить выбросы вредных химических веществ, включая парниковые газы. Примером успешной реализации проекта ММР морского базирования является первая в мире плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭС) «Академик Ломоносов», размещенная в Чаунской губе Восточно-Сибирского моря для энергоснабжения города Певек. Ввод в промышленную эксплуатацию 22 мая 2020 г. ПАТЭС с двумя реакторами КЛТ-40С мощностью 35 МВт гарантирует надежное обеспечение электроэнергией, горячей водой жилые дома и промышленные предприятия региона расположения.

Важнейшими аспектами на всех этапах жизненного цикла атомных станций являются вопросы предотвращения аварий и обеспечения безопасности персонала, населения и окружающей среды. Технические и инженерные решения, обеспечивающие безопасность эксплуатации ядерных энергетических установок малой мощности морского базирования в России, опираются на длительный опыт разработки и эксплуатации судовых реакторных установок [4]. Совершенствование ядерных реакторов для нужд флота сопровождалось требованием увеличения единичной мощности при одновременном уменьшении массогабаритных характеристик реактора, повышением безопасности и эксплуатационных характеристик [5]. Эффективная защита персонала ПАТЭС от радиационного воздействия обеспечивается эшелонированными барьерами безопасности [6]:

• керметная топливная композиция на основе диоксида урана;
• коррозионностойкий материал для оболочек твэлов;
• корпус реактора, герметичная система первого контура и биологическая защита из стали, бетона, воды;
• герметичное внешнее ограждение защитной оболочки и смежных с ней помещений.

Корпус плавучего энергоблока также играет роль барьера для несанкционированного поступления радиоактивных веществ в окружающую среду.

Уникальные решения при создании пассивной система аварийного расхолаживания, естественная циркуляция теплоносителя в системе первого контура (пассивный теплосъем в аварийных режимах), возможности саморегулирования мощности, самоглушения и самоограничения мощности без использования аварийной защиты обеспечивают пренебрежимо малые риски радиационных аварий с негативными последствиями для населения и окружающей среды [6].

Подтверждение безопасности эксплуатации ПАТЭС для населения и окружающей среды обеспечивается функционированием систем контроля выбросов радиоактивных веществ и мониторинга радиационной обстановки в санитарно-защитной зоне и территории г. Певек [7, 8]. Независимая оценка радиационной обстановки на территории города Певек показала отсутствие изменений мощности дозы и интенсивности радиоактивных выпадений за первые два года эксплуатации ПАТЭС «Академик Ломоносов» [9].

Данные долговременных наблюдений за выбросами ПАТЭС важны не только для подтверждения отсутствия угрозы для здоровья человека и защищённости экосистемы, но и для последующего совершенствования технологий ММР морского и наземного базирования. В отличие от действующих наземных АЭС, по эксплуатируемым корабельным реакторным установкам отсутствуют готовые базы данных о выбросах радиоактивных веществ, формирующих основное облучение населения. Причина такой ситуации объективная и заключается в отсутствии облучаемого населения на маршрутах следования судов с энергетическими ядерными установками, следствием чего является отсутствие необходимости нормирования выбросов радиоактивных веществ и контроля для подтверждения соблюдения ограничений облучения населения. Контроль поступления в атмосферу с целью ограничения поступления радиоактивных веществ в окружающую среду при нормальной эксплуатации корабельных реакторных установок выполняется согласно отраслевому нормативу[1] и ограничен измерениями в воздухе объемной бета активности аэрозолей и паров йода-131.

Количество радионуклидов, для которых должна выполняться оценка дозы при попадании в окружающую среду от выбросов при нормальной эксплуатации атомных электростанций, существенно шире. Методика[2] подчеркивает необходимость проведения радиационно-технического обследования и инструментальной инвентаризации источников выбросов радиоактивных веществ организации для определения перечня радионуклидов, подлежащих нормированию и контролю. Это обстоятельство не позволяет опираться на данные радиационного контроля выбросов корабельных реакторных установок для обоснования перечня контролируемых радионуклидов ММР морского базирования [10; 11]. Формировать такой перечень на основе результатов контроля выбросов Билибинской АЭС сопоставимой мощности не корректно, так как они специфичны для реакторных установок с графитовым замедлителем [12]. Модельные оценки и экспериментальные исследования показали, что для каждого типа реакторной установки характерен свой перечень радионуклидов, формирующих 99% эффективной дозы от выбросов радиоактивных веществ при нормальной эксплуатации [13; 14]. Анализ образования радиоактивных отходов при нормальной эксплуатации ММР показал, что тип реакторной установки, используемый замедлитель и теплоноситель, водно-химический режим работы реакторной установки, степень обогащения топлива, вид топливной композиции, размеры активной зоны оказывают существенное влияние на объем, активность и радионуклидный состав РАО [15]. Те же особенности реакторных установок могут оказывать существенное влияние на формирование состава и активности выбросов ММР.

Важным аспектом формирования Перечня контролируемых в выбросе радионуклидов является возможность оценки соответствия уровней радиационного воздействия выбросов ПАТЭС при нормальной эксплуатации принципам устойчивого развития ядерной энергетической системы, сформулированных МАГАТЭ в рамках методологии INPRO [16–18]. Для реализации базового принципа методологии INPRO новые атомные электростанции должны быть более безопасны для персонала, населения и окружающей среды, чем сопоставимые АЭС, находящиеся в настоящее время в эксплуатации. Для убедительного снижения радиационного воздействия целесообразно показать снижение выброса радиоактивных веществ на единицу производимой энергии новыми АЭС.

Подтвердить или опровергнуть специфические характеристики источников выброса плавучей ММР с водоохлаждаемой реакторной установкой возможно только в ходе выполнения радиационно-технических обследований с использованием приборов и методов измерения активности радионуклидов, обеспечивающих предел измерения на порядки ниже штатных методов радиационного контроля [12]. Результаты такого исследования могут быть использованы для подтверждения адекватности и совершенствования применяемой на ПАТЭС системы радиационного контроля выбросов радиоактивных веществ.

Материалы и методы

Воздухофильтрующая установка

При эксплуатации ПАТЭС в атмосферный воздух радиоактивные вещества могут поступать через 2 источника выбросов: главную мачту, расположенную на 8 ярусе плавучего энергоблока и вентиляционную трубу хранилища отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ). Газовоздушная смесь для выброса через главную мачту поступает через три подводящие трубы (центральную, правую, левую), в которых производился отбор проб.

Пробоотборный стенд ³Н и ¹⁴С

Отбор радиоактивных аэрозолей осуществлялся в основании вентиляционной трубы с помощью воздухофильтрующей установки ВФУ-1200 (рис 1а) с максимальной производительностью 1200 м3/ч [11; 12] и фильтрующих материалов: ФПС-ВГ, СФМ-2И-ПС, АФА-3ДА. Объем прокаченного воздуха для каждой пробы составлял 12 000–21 000 м³. Отбор газообразных ³Н и ¹⁴С осуществлялся с помощью мобильного пробоотборного стенда (рис 1б). Радиоактивные инертные газы отбирались в специальный сосуд Маринелли (рис 1в) под давлением 3–5 атм. с помощью компрессора [12].

Специальный сосуд Маринелли

Использованные в исследовании методы и технические средства, по сравнению со штатными системами контроля радионуклидов в выбросах в атмосферу ПАТЭС (СРК-05Р) [7; 8], позволили снизить предел обнаружения (таблица 1) для аэрозолей на 3–4 порядка, для инертных радиоактивных газов (ИРГ) на 2 порядка.

Таблица 1. Нижние пределы обнаружения штатных и применяемых в работе методов измерения радионуклидов в выбросах ПАТЭС

Полученные данные о значениях объемной активности радионуклидов в выбросах ПАТЭС позволили выполнить оценку радиационного воздействия на население г. Певек при нормальной эксплуатации плавучего энергоблока. Расчет годовой эффективной дозы облучения населения от выбросов ПАТЭС выполнен на основе консервативного подхода [19], показывающего максимально возможные уровни облучения людей с учетом всех путей облучения.

Для оценки соблюдения принципов методологии INPRO при нормальной эксплуатации ПАТЭС рассчитывался удельный показатель выброса для каждого радионуклида участвующего в формировании 99% годовой эффективной дозы облучения населения. Удельный показатель выброса радионуклида является универсальным нормализованным на величину произведенной электроэнергии значением активности, поступившей в атмосферу за рассматриваемый период. Такой нормализованный показатель демонстрирует активность выброса радиоактивного вещества на единицу произведенной электроэнергии, что позволяет сравнивать различные типы реакторных установок по радиационному воздействию при сопоставим уровне производства энергии.

Для формализации расчетов и анализа полученных данных вводятся следующие условные обозначения: W_ij – годовой выброс ПАТЭС i-го радионуклида в j-ый год (ГБк/год); E_j – годовое производство электроэнергии ПАТЭС в j-ый год, (ГВт·ч); Q_ij – удельный показатель выброса i-го радионуклида в j-ый год ПАТЭС (ГБк/ГВт·ч). Расчет искомой величины удельного показателя выброса Q_ij для i-го радионуклида за j-ый год наблюдения:

Q_ij = W_ij /E_j.  (1)

Каждое отдельное значение Q_ij характеризует активность i-го радионуклида на каждый ГВт·ч произведенной электроэнергии в конкретный j-ый год.

Производство электроэнергии за рассматриваемый интервал времени составил: 175,6 ГВт·ч (2021 г.); 159,6 ГВт·ч (2022 г.); 196,2 ГВт·ч (2023 г.) [20]. Значения годового выброса были получены в результате выполненных исследований и публичных экологических отчетов ПАТЭС [7; 8].

Результаты расчета использовались для сравнения с аналогичными показателями однотипных реакторных установок и энергетических ядерных реакторов других типов.

Результаты

Применяемые в исследованиях приборы и методы направлены на идентификацию и определение активности продуктов деления ядерного топлива, продуктов активации теплоносителя и продуктов активации коррозии конструкций реакторной установки. В частности, определены радионуклиды, сформированные в результате:

• деления ядер топлива – ^85mKr, ⁸⁷Kr, ⁸⁸Kr, ⁹⁰Sr, ⁹⁵Nb, ¹³¹I, ¹³³I, ¹³³Xe, ¹³⁴Cs, ¹³⁵Xe, ¹³⁷Cs, ¹⁴¹Ce, ¹⁴⁴Ce;
• активации теплоносителя – ³H, ¹⁴C, ²⁴Na, ⁴¹Ar,
• активации продуктов коррозии – ⁵¹Cr, ⁵⁴Mn, ⁵⁷Co, ⁵⁸Co, ⁵⁹Fe, ⁶⁰Co, ⁶⁵Zn, ⁹⁵Zr, ^110mAg.

Из рассматриваемых радионуклидов в источнике выбросов ХОЯТ технологически невозможно присутствие 3Н, 14С, изотопов йода и ИРГ. Установлено, при хранении отработавшего ядерного топлива в атмосферу поступает газовоздушная смесь, содержащая 6 радионуклидов (Таблица 2). При нормальной эксплуатации ядерной установки через главную мачту в атмосферу поступает газовоздушная смесь, содержащая 11 радионуклидов (Таблица 2).

Таблица 2. Результаты измерений объемной активности радионуклидов в выбросах ПАТЭС и рассчитанная средняя величина активности годового выброса

Значения объемной активности остальных радионуклидов были ниже их порога обнаружения.

Полученные значения объемной активности газов и аэрозолей позволили выполнить консервативную оценку годовой эффективной дозы от выбросов ПАТЭС. Суммарная годовая доза от выбросов всех радионуклидов не превышает 3·10^-2 мкЗв. Полученное максимально возможное значение облучения населения г. Певек существенно ниже установленной для АЭС дозовой квоты[3]  от облучения при выбросе в атмосферу радиоактивных веществ (50 мкЗв/год) и значительно ниже установленного уровня минимально значимой дозы[4] (10 мкЗв/год) для любой деятельности, связанной с использованием радиоактивных и ядерных материалов. Основной вклад в облучение населения (не менее 95%) вносят 3 радионуклида: ³Н, ¹⁴С и ⁴¹Ar.

Вклад радионуклидов в годовую эффективную дозу

Обсуждение

Результаты исследований демонстрируют пренебрежимо малое радиационное воздействие на населении от выбросов радиоактивных веществ в атмосферу при нормальной эксплуатации плавучей АЭС. Низкие значения годовой эффективной дозы от выбросов радиоактивных веществ (от 0,07 до 0,67 мкЗв/год) являются характерными для АЭС РФ с реакторными установками ВВЭР [11]. Полученные данные подтверждают вывод ранее выполненных исследований об отсутствии влияния выбросов ПАТЭС на радиоэкологическую ситуацию в районе ее расположения [9].

Применяемые приборы и методы в рамках проведенных исследований позволили идентифицировать 12 радионуклидов, из которых 3H и 14C не входят в программу радиационного контроля источников выброса ПАТЭС. Для наземных АЭС с реакторными установками ВВЭР или PWR указанные радионуклиды входят в число контролируемых, так как формируют значительную долю облучения населения. Выполненный анализ приведённого исследования показал, что вклад неучитываемых радионуклидов ³Н и ¹⁴С в суммарную эффективную дозу облучения населения составляет ~40% и ~30%, соответственно. По этой причине, для данных радионуклидов целесообразно организовать контроль для оценки радиационного воздействия при дальнейшей эксплуатации в том числе и во время ремонтных работ. Вклад в облучение населения других идентифицированных в проведенных исследованиях радионуклидов, но не контролируемых в рамках производственной программы радиационного контроля выбросов, составляет не более, чем 0,1%. Согласно принципу оптимизации³, как одному из основных принципов обеспечения радиационной безопасности, пренебрежимо малый вклад в облучение радионуклидов ⁹⁰Sr, ⁹⁵Nb, ^110mAg, ¹⁴⁴Ce позволяет обоснованно исключить их из программы мониторинга выброса радиоактивных веществ при нормальной эксплуатации ПАТЭС.

Полученные результаты позволяют провести оценку соответствия нормальной эксплуатации ПАТЭС базовым принципам устойчивого развития национальной ядерной энергетической системы. По рассмотренным выше причинам ПАТЭС, являясь первой и единственной АЭС на основе ММР морского базирования, не имеет в прошлом эксплуатируемых аналогов для сравнения состава и интенсивности выброса радиоактивных веществ. Текущий опыт эксплуатации ПАТЭС формирует базовую линию для сравнения нормализованных выбросов всех последующих проектов ММР морского базирования. В такой ситуации для сравнения уместно использовать результаты расчетов показателей удельного выброса радионуклидов, определяющих радиационное воздействие на население: ³Н, ¹⁴С и ИРГ. Для этого по формуле (1) получены значения выброса ПАТЭС нормализованные на произведенную электроэнергию и выполнено сравнение с аналогичными показателями, эксплуатируемых наземных АЭС [21–26].

Выбросы трития. Для АЭС с любым типом реакторных установок характерен высокий вклад трития в суммарную активность выброса и формирование облучение населения [11, 13, 27]. Анализ данных о выбросах эксплуатируемых в мире АЭС показал, что в среднем каждая станция выбрасывает 4,28·10^-1 ГБк/ГВт·ч трития [22]. Все АЭС различаются по величине удельного выброса трития. Четверть всех эксплуатируемых АЭС характеризуется лучшей практикой и выбрасывает в среднем 3,46·10^-2 ГБк/ГВт·ч трития [23]. Еще половина АЭС относится к устойчивым практикам и выбрасывает в среднем 1,31·10^-1 ГБк/ГВт·ч трития. Оставшаяся четверть АЭС демонстрирует наихудшую практику с выбросами трития в среднем 2,96·10¹ ГБк/ГВт·ч [23]. Для АЭС с реакторными установками PWR и ВВЭР среднее значение удельного выброса составляет 1,90·10^-1 ГБк/ГВт·ч [23]. Рассчитанное значение удельного выброса трития за прошедшие годы эксплуатации ПАТЭС составил 2,72·10^-1 ГБк/ГВт·ч. Полученное значение на 43% больше, чем средний удельный выброс трития в выборке наземных АЭС ВВЭР и PWR, но на 36% меньше, чем средний удельный выброс, рассчитанный для всех действующих АЭС и в 109 раз меньше среднего удельного выброса трития АЭС выборки наихудшей практики.

Выбросы радиоуглерода. Существенный вклад в суммарную активность выброса АЭС и в формирование облучение населения вносит 14С [13; 21]. В среднем каждая АЭС выбрасывает 8,70·10^-2 ГБк/ГВт·ч 14С. Четверть АЭС из выборки лучших практик выбрасывает не более 2,40·10^-2 ГБк/ГВт·ч ¹⁴С [22]. Рассчитанное значение удельного выброса ¹⁴С за первые годы эксплуатации ПАТЭС составил 2,91·10^-3 ГБк/ГВт·ч. Полученное значение в 30 раз меньше, чем средний удельный выброс, рассчитанный для всех действующих АЭС и в 8 раз меньше удельного выброса ¹⁴С АЭС выборки лучшей практики.

Выбросы инертных радиоактивных газов. В выбросах любой АЭС в режиме нормальной эксплуатации содержатся инертные радиоактивные газы [28]. Рассчитанное значение удельного выброса ⁴¹Ar и ¹³³Xe за первые годы эксплуатации ПАТЭС составил, соответственно 1,53·10^-2 ГБк/ГВт·ч и 7,95·10^-3 ГБк/ГВт·ч. Полученное значение в 1320 раз меньше, чем средний удельный выброс ⁴¹Ar и в 52 раза меньше, чем средний удельный выброс ¹³³Xe, рассчитанные для всех действующих АЭС [24].

Дополнительно выполнено сравнение удельных показателей для некоторых радионуклидов, формирующих пренебрежимо малый вклад в эффективную дозу облучения населения, но важных с точки зрения раннего реагирования на потенциальные отклонения ¹³⁷Cs, ¹³⁴Cs и ¹³¹I.

Выбросы радиоактивных изотопов цезия. При нормальной эксплуатации ПАТЭС в атмосферу поступает 4,96·10^-5 ГБк/ГВт·ч ¹³⁷Cs и 4,95·10^-5 ГБк/ГВт·ч ¹³⁴Cs что, соответственно в 17 и 172 раза больше, чем в среднем каждая наземная АЭС [25].

Выбросы радиоактивного йода. В среднем каждая наземная АЭС выбрасывает 3,80·10^-4 ГБк/ГВт·ч ¹³¹I [26]. Данная величина в 42 раза выше, чем соответствующий показатель для выброса ¹³¹I за первые годы эксплуатации ПАТЭС, а именно 9,07·10^-6 ГБк/ГВт·ч.

Вывод о соблюдении базового принципа методологии INPRO на основе приведенного анализа следует формировать с учетом вклада в облучение населения выбросов рассмотренных радионуклидов. Не менее 95% годовой дозы облучения населения от выбросов радиоактивных веществ при нормальной эксплуатации ПАТЭС из числа рассмотренных формируется изотопами ³Н, ¹⁴С, ⁴¹Ar. Интенсивность выбросов указанных радионуклидов при производстве электроэнергии ПАТЭС не нарушают базового принципа методологии INPRO по устойчивому развитию ядерной энергетической системы. Контролируемые изотопы ¹³⁷Cs, ¹³⁴Cs и ¹³¹I формируют пренебрежимо малый вклад в дозу населения г. Певек менее 0,0427%, 0,0015% и 0,0001% соответственно, однако данные радионуклиды являются важными индикаторами нарушения нормальной эксплуатации реакторной установки.   

Заключение

Результаты выполненных исследований газо-аэрозольных выбросов ПАТЭС позволили получить количественный и качественный состав радионуклидов, поступающих в атмосферу при нормальной эксплуатации малого модульного реактора морского базирования. Экспериментальные данные показали, что состав выбросов водо-водяной энергетической установки КЛТ-40 соответствует выбросам наземных энергоблоков с реакторными установками ВВЭР.

Консервативная оценка радиационного воздействия ПАТЭС на население г. Певек за счет газовоздушных выбросов в атмосферный воздух при эксплуатации энергоблока на номинальной мощности не превышает 0,03 мкЗв/год, что существенно ниже установленной для АЭС дозовой квоты от облучения при выбросе в атмосферу радиоактивных веществ, равной 50 мкЗв/год. Основной вклад в облучение населения от выбросов формируют три радионуклида: ³Н, ¹⁴С и ⁴¹Ar.

В результате проведенных исследований в программу радиационного контроля выбросов ПАТЭС включены дополнительно нормируемые радионуклиды ³Н, ¹⁴С.

Анализ совокупности полученных данных о радионуклидном составе, интенсивности выброса и произведенной электроэнергии в первые годы эксплуатации ПАТЭС позволяет сформировать базовую линию для сравнения нормализованных выбросов всех последующих проектов ММР морского базирования. Удельные показатели выброса для основных дозообразующих радионуклидов:

• 2,72·10^-1 ГБк/ГВт·ч – выброс в атмосферу ³Н;
• 2,91·10^-3 ГБк/ГВт·ч – выброс в атмосферу ¹⁴С;
• 1,53·10^-2 ГБк/ГВт·ч – выброс в атмосферу ⁴¹Ar.

Удельные показатели отдельных контролируемых радионуклидов:

• 7,95·10^-3 ГБк/ГВт·ч – выброс в атмосферу ¹³³Xe;
• 9,07·10^-6 ГБк/ГВт·ч – выброс в атмосферу ¹³¹I;
• 4,96·10^-5 ГБк/ГВт·ч – выброс в атмосферу ¹³⁷Cs;
• 4,95·10^-5 ГБк/ГВт·ч – выброс в атмосферу ¹³⁴Cs.

Эксплуатация ПАТЭС уникальна с точки зрения совершенствования систем контроля выбросов и требует дополнительных исследований при выполнении различных технологических операций: переходных процессов в работе реакторных установок, при перегрузке топлива, в период окончания топливной кампании.

Авторы

• Екидин Алексей Акимович, кандидат физико-математических наук, ведущий научный сотрудник, ФГБУН Институт промышленной экологии Уральского отделения РАН (620219, Россия, Екатеринбург, ул. Софьи Ковалевской, д. 20), e-mail: ekidin@mail.ru.
• Назаров Евгений Игоревич, кандидат технических наук, научный сотрудник, ФГБУН Институт промышленной экологии Уральского отделения РАН (620219, Россия, Екатеринбург, ул. Софьи Ковалевской, д. 20), e-mail: nei@ecko.uran.ru.
• Васянович Максим Евгеньевич, кандидат физико-математических наук, научный сотрудник, ФГБУН Институт промышленной экологии Уральского отделения РАН (620219, Россия, Екатеринбург, ул. Софьи Ковалевской, д. 20), e-mail: vme@ecko.uran.ru.
• Швалев Александр Николаевич, ведущий инженер, ООО «Неорадтех» (249032, Россия, Калужская обл., Обнинск, ул. Курчатова, д.19а), e-mail: samek@mail.ru.

Литература

1. International Atomic Energy Agency. Advances in Small Modular Reactor Technology Developments, A Supplement to: IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS). IAEA, Vienna, 2022.
2. Соловьев С. Л., Зарюгин Д. Г., Калякин С. Г., Лескин С. Т. Определение основных направлений развития атомных станций малой мощности // Изв. высш. учеб. заведений. Ядер. энергетика. — 2022. — № 1. — С. 22—34. — DOI: 10.26583/npe.2022.1.02.

3. International Atomic Energy Agency. Small Modular Reactors for Marine-based Nuclear Power Plant Technologies, Designs and Applications A supplement to: IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS). IAEA, Vienna, 2023.
4. Зверев Д. Л., Фадеев Ю. П., Пахомов А. Н., Полуничев В. И. Опыт создания и перспективы развития ядерных энергетических установок для ледокольного флота и энергообеспечения арктического региона // Атомная энергия. — 2018. — Т. 125, № 6. — С. 318–322.

5. Зверев Д. Л., Неевин С. М., Доронков В. Л., Соколова Л. Б. Корабельные ядерные реакторные установки - от первого поколения к пятому // Атомная энергия. — 2020. — Т. 129, № 1. — С. 13—20.

6. Беляев В. М., Большухин М. А., Пахомов А. Н. и др. Опыт создания первой в мире плавучей АЭС. Направления дальнейшего развития // Атомная энергия. — 2020. — Т. 129, № 1. — С. 37—43.

7. Филиал АО «Концерн Росэнергоатом» «Плавучая атомная теплоэлектростанция». Отчет по экологической безопасности за 2022 год. г. Певек, 2023.

8. Филиал АО «Концерн Росэнергоатом» «Плавучая атомная теплоэлектростанция». Отчет по экологической безопасности за 2023 год. г. Певек, 2024.

9. Екидин А. А., Назаров Е. И., Антонов К. Л. Радиационная ситуация района расположения плавучей атомной теплоэлектростанции «Академик Ломоносов» в начальный период эксплуатации // Арктика: экология и экономика. — 2023. — Т. 13, № 4(52). — С. 559—569. — DOI: 10.25283/2223-4594-2023-4-559-569.

10. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. Sources, Effects and Risks of Ionizing Radiation. UNSCEAR 2016 Report to the General Assembly, with Scientific Annexes. United Nations. New York, 2017.
11. Vasyanovich M. E., Ekidin A. A., Vasilyev A. V. et al. Determination of radionuclide composition of the Russian NPPs atmospheric releases and dose assessment to population. Journal of Environmental Radioactivity, 2019, vol. 208-209, pp. 106006. DOI: 10.1016/j.jenvrad.2019.106006.
12. Екидин А. А., Васянович М. Е., Васильев А. В. и др. Определение радионуклидного состава и оценка доз облучения населения за счет атмосферных выбросов российских АЭС // Траектория исследований — человек, природа, технологии. — 2022. — № 2 (2). — С. 53—63. — DOI: 10.56564/27825264_2022_2_53.

13. Екидин А. А., Жуковский М. В., Васянович М. Е. Идентификация основных дозообразующих радионуклидов в выбросах АЭС // Атомная энергия. — 2016. — Т. 120, № 2. — С. 106—108.

14. Vasyanovich M., Vasilyev A., Ekidin A. et al. Special monitoring results for determination of radionuclide composition of Russian NPP atmospheric releases. Nuclear Engineering and Technology, 2019, vol. 51, no. 4, pp. 1176—1179. DOI: 10.1016/j.net.2019.02.010.
15. Krall L.M., Macfarlane A.M., Ewing R.C. Nuclear waste from small modular reactors. Proceedings of the National Academy of Sciences U.S.A, 2022, vol. 119, no. 23, e2111833119, DOI: 10.1073/pnas.2111833119.
16. International Atomic Energy Agency. Guidance for the Application of an Assessment Methodology for Innovative Nuclear Energy Systems, INPRO. Manual. V. 1—9. IAEA-TECDOC-1575/Rev.1. IAEA, Vienna, 2008.
17. International Atomic Energy Agency. INPRO Methodology for Sustainability Assessment of Nuclear Energy Systems: Environmental Impact of Stressors. IAEA Nuclear Energy Ser. No. NG-T-3.15. IAEA, Vienna, 2016.
18. International Atomic Energy Agency. INPRO Methodology for Sustainability Assessment of Nuclear Energy Systems: Safety of Nuclear Reactors. INPRO Manual. IAEA-TECDOC-1902. IAEA, Vienna, 2020.
19. Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки и установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух. РБ-106—21. М., НТЦ ЯРБ, 2021

20. International Atomic Energy Agency. The Power Reactor Information System (PRIS). (Available at: https://pris.iaea.org/pris/home.aspx)
21. Назаров Е. И., Екидин А. А., Васильев А. В. Оценка поступления углерода-14 в атмосферу, обусловленного выбросами АЭС // Известия вузов. Физика. — 2018. — Т. 61, № 12–2(732). — С. 67—73.

22. Nazarov E., Ekidin A., Vasilyev A., Pyshkina M., Vasyanovich M. Tritium and Carbon-14 in Releases of Nuclear Reactor Facilities of Various Types. RAP Conference Proceedings, 2019, vol. 4, pp. 47—52. DOI: 10.37392/RapProc.2019.10
23. Десятов Д. Д., Екидин А. А., Власов Д. А. Вклад АЭС с различным типом реакторных установок в глобальное поступление трития в окружающую среду. — Атомная энергия, 2024, Т. 137, № 3—4, с. 175—180.

24. Пыркова A. А., Екидин А. А., Антонов К. Л. Поступление инертных радиоактивных газов в атмосферу при нормальной эксплуатации АЭС // Физика. Технологии. Инновации: сборник материалов VI Международной молодежной научной конференции, посвященной 70-летию основания Физико-технологического института УрФУ, Екатеринбург, 2019. — С. 279–287.

25. Десятов Д. Д., Екидин А. А., Голиборода С. Г. Поступление радиоактивного цезия в окружающую среду при нормальной эксплуатации АЭС // Атомная энергия. — 2023. — Т. 134, № 1–2. — С. 85—90.

26. Екидин А. А., Антонов К. Л., Назарович А. В. Оценка удельной активности выброса иода для соблюдения базового принципа методологии INPRO на примере АЭС с PWR и BWR // Атомная энергия. — 2021. — Т. 131, № 5. — С. 285—281.

27. Крышев А. И., Васянович М. Е., Екидин А. А. и др. Поступление трития в атмосферу с выбросами АЭС с ВВЭР и оценка дозы облучения населения // Атомная энергия. — 2020. — Т. 128, № 6. — С. 333—336.

28. Крышев А. И., Сазыкина Т. Г., Васянович М. Е. и др. Радионуклидный состав газообразных выбросов АЭС и оценка дозы облучения населения // Атомная энергия. — 2021. — Т. 130, № 5. — С. 286—291.