1. Общие положения
1. Основные концептуальные принципы обращения с РАО и ОЯТ
На сегодняшний день в России разработана и одобрена правительством стратегия
развития атомной энергетики (постановление от 3 февраля 2010 г. N 50, «Ядерные
Энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 и на перспективу до 2020 г.»),
принята концепция по обращению с РАО и ОЯТ (федеральная целевая программа
"Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015
года"), утверждена распоряжением правительства Российской Федерации от 19 апреля
2007 г. № 484-р. Основополагающие принципы, заложенные в концепции – принципы
МАГАТЭ.
Обращение с РАО осуществляется таким образом, чтобы:
1.1 Обеспечить приемлемый уровень защиты здоровья человека,
1.2 Обеспечить приемлемый уровень защиты окружающей среде,
1.3 Обеспечить такие принципы обращения с РАО, чтобы учитывалось их влияние на
охрану окружающей среды и здоровья человека за пределами границ государства.
1.4 Предсказуемые последствия для здоровья будущих поколений не превышали
последствий, принятых для нашего поколения.
1.5 Не возлагать чрезмерного бремени на последующие поколения
1.6 Скорость образования РАО необходимо удерживать на минимальном уровне
1.7 Обеспечить безопасность установок по обращению с РАО
Именно на этих принципах разработана концепция Минатома России по обращению с
РАО.
2.Обоснование безопасности
Сроком обоснования безопасности считали 10.000 лет, но при этом для ВАО и ОЯТ
срок обоснования безопасности захоронения не обосновывался, не принимался. В
настоящее время в концепции США срок обоснования безопасности увеличен до 100.000
лет. В Германии, в качестве нормативного срока безопасности захоронения, принята
планка в 1.000.000 лет. Считалось, что ОЯТ (США и страны Европы) нужно захоранивать,
однако теперь принята концепция долговременного захоронения РАО.
Важной проблемой является принцип радиационно-эквивалентного захоронения,
возвращение в землю такого количества радиоактивности, которое по воздействию на
биосистему будет не более того, что взято с урановой рудой.
1

2. 3.Стратегия обращения с РАО на АЭС России
На АЭС основное количество радиологически значимых нуклидов, свыше 90%
находится в отработавших ТВС. Образование высокотоксичных радионуклидов, в том
числе активных искусственных транс-урановых элементов (Pu, Am, Cm, Tn, …)
обуславливает большую потенциальную опасность ОЯТ и эта опасность может быть
действенной на протяжении тысяч лет. Ясно, что эта часть изотопов после переработки
может быть использована в топливном цикле, а часть, в принципе, может быть
подвергнута длительному нейтронному облучению в специальных жидкосолевых
реакторах (процесс трансмутации).
Исследования показали, что в настоящих условиях определённое количество топлива
с низким содержанием перерабатывать экономически нецелесообразно, поэтому
топливо разных реакторов на сегодня принято хранить в бассейнах выдержки или ХОЯТ.
2

3. 3

4. 4.Транспортировка ОЯТ
Ответственная операция, так как ОЯТ обладает значительным тепло-, радио-,
газовыделением. Безопасность транспортировки обеспечивается за счёт конструкции
контейнеров. Транспортно-упаковочный контейнер (ТУК) – совокупность компонентов и
устройств для безопасной транспортировки ОЯТ. В состав ТУК обычно входят:
1.7.1 Чехол для сбора ТВЭЛов или пеналов. Чехол обеспечивает заданное положение
(шаг)
1.7.2 Контейнер для размещения пеналов
1.7.3 Пеналы.
Возможна система охлаждения ТУК. Возможен слой теплоизоляции ТУК и обычно
элементы или защитные приспособления от механических повреждений.
Упаковка – ТУК, загруженный ОЯТ.
Системы транспортировки ОЯТ характеризуются следующими параметрами:
4.2.1 Критическая масса
4.2.2 Критический объём
4.2.3 Критический диаметр
4.2.4 Критическая толщина слоя, или критическое число упаковок в группе
Критический параметр – наименьшее значение параметра конкретной системы с ОЯТ,
при достижении которого существует возможность возникновения
самоподдерживающейся цепной реакции деления.
Допустимый и безопасный параметр – имеет значение в «к» раз меньше критического
параметра, то есть при транспортировке ОЯТ используется исключительно
допустимая безопасная масса системы, объём, диаметр, толщина слоя, а также
допустимое число упаковок в группе.
К – величина порядка (10-25)%.
Упаковки с делящимися материалами в плане ядерной безопасности подразделяются
на классы:
4.3.1 Ядерно-безопасные упаковки при любом их количестве и при любом их размещении
в заведомо - прогнозируемых условиях транспортировки.
4.3.2 Ядерно-безопасные упаковки при ограничении их числа и ограниченности порядка
их размещения в заведомо - прогнозируемых условиях транспортировки.
4.3.3 Ядерно-безопасные упаковки при всех прогнозируемых условиях транспортировки в
результате предпринятых особых мер предосторожности с организацией специального
контроля над процессом транспортировки.
4

5. ОЯТ должно транспортироваться таким образом, чтобы при всех изменениях в
отдельной упаковке или группе, которые могут произойти как при нормальной
транспортировке, так и в любых предвиденных аварийных ситуациях была исключена
возможность достижения критического состояния. Такие изменения ситуации могут быть
при, например:
4.4.1 Проникновении воды внутрь
4.4.2 Протечки
4.4.3 Сокращение расстояния между упаковками или их содержимым
Возможна перегруппировка содержимого с образованием большей реактивности,
попадание упаковок в воду/снег, потеря эффективности поглотителей, потеря
замедлителя нейтронов, увеличение реактивности в результате изменения
температуры содержимого упаковки.
Чтобы ядерная безопасность при транспортировке ОЯТ сохранялась с запасом, для
каждой упаковки должно выполняться одно из следующих условий:
4.5.1 Масса делящихся материалов в упаковке должна быть не более 80% критической
массы системы как при нормальных условиях, так и в аварийных ситуациях.
4.5.2 Кэфф.≤0,95, как при нормальных условиях, так и в аварийных ситуациях.
Учитывается выгорание ОЯТ. Если таких данные нет, то ОЯТ считается облучённым до
наибольшей расчётной реактивности.
Конструкция ТУК должна исключать вероятность расплавления упаковки, общая
масса в упаковке не должна быть больше критической массы для случая расплавления
топлива.
Ядерная безопасность отдельной повреждённой упаковки должна быть
проанализирована для конфигурации ОЯТ, обеспечивающей максимальную реактивность
для случая оптимальной конфигурации. Для отражающих/замедляющих материалов, а
также для случая массового поступления воды в контейнер. Упаковка должна иметь такую
конструкцию, которая позволяет проверять наличие и размещение поглотителей.
Запрещено использовать в упаковках жидкие поглотители нейтронов.
Для упаковок 1-го класса ядерная безопасность при транспортировке полностью
обеспечивается конструкцией упаковочного комплекта, то есть конструкция должна
контролировать, что при любой аварии Кэфф.≤0,95, а масса делящихся веществ в упаковке
не превысит 80% критической массы системы. Более того, для упаковок 1-го класса,
подтверждено, что группа неповрежденных упаковок при любом размещении сохранит
подкритичность.
Для упаковок 2-го класса ограничивается их число сгруппированных в одном месте.
Должно быть 20% критического числа неповреждённых упаковок или 50% критического
числа повреждённых упаковок, окружённых водяным отражателем.
5

6. Для упаковок 3-го класса предусматриваются меры, предотвращающие
недопустимые повреждения, особенно в условиях транспортировки, а также меры
оперативного контроля наличия составных частей на всех этапах подготовки.
Если в процессе транспортировки произошла авария, связанная с повреждением,
то дальнейшая транспортировка упаковок любого класса должна выполняться, как для 3-
го класса.
Транспортный индекс
Определяющая характеристика ядерной и радиационной безопасности.
Транспортный индекс численно равен максимальному уровню облучения в мбэр/час на
расстоянии в 1м от поверхности упаковки или частичному от деления (50/количество
упаковок в группе). Либо 50 для упаковок 3-го класса.
В упаковках типа «А» транспортируются радиоактивные вещества,
радиоактивность которых ограничена пределами А1 или А2, где А1 – максимальная
радиоактивность веществ, представляющих собой твёрдый монолит, или веществ,
заключённых в герметичную корзину. А2 – максимальная радиоактивность веществ,
которые не представляют собой специализированных источников и заключённые в
потребительскую тару.
ОЯТ транспортируется в упаковках типа «Б». Ясно, что все эти упаковки проходят
утверждение в спецорганах России. При этом упаковки типа Б подразделяются на Б(и) –
одностороннее утверждение, и Б(м) – многостороннее утверждение.
Согласно закону, упаковки могут транспортироваться железнодорожным и
воздушным транспортом, в автомобильных контейнерах и судами-контейнеровозами.
Число упаковок на любом сухопутном, авиа-, речном транспорте ограничена. Сумма
ТИ≤50. Для морских судов сумма ТИ≤200. Расстояние между группами упаковок не
должно превышать 50м.
6

7. 5.Безопасные параметры транспортировки РАО и ОЯТ
Таблица 5.1
Обогащение, Безопасная масса, Безопасный объём, Безопасный
кг Л диаметр, мм
2% 3 40 300
1,1% 10 150 500
<1,1% 13,1 290 560
Для упаковок с ОЯТ не требуется определять критические параметры, если
толщина стенок защитного контейнера больше 150мм, а масса делящихся нуклидов в
упаковке не превышает безопасную массу для . Также, если объём транспортного чехла
не превышает транспортных значений.
Транспортный контейнер – толстостенная цилиндрическая оболочка из
углеродистой стали с внутренней плакировкой из нержавеющей стали. Внутрь
помещается чехол – металлический цилиндр, обеспечивает фиксацию ОТВС или пеналов с
ОТВС, размещенных с определённым шагом в специальных ячейках контейнера.
Повреждённые ТВС транспортируются исключительно в чехлах, в которых
помещаются пеналы. Пеналы – герметичные ёмкости.
7

8. 6. ОЯТ Российских реакторов
В хранилищах ОЯТ на АЭС находится 12350 тонн ОЯТ, в т.ч. 10288 тонн РБМК. ОЯТ
реакторов типа РБМК и ЭГП хранится на АЭС в станционных хранилищах. ОЯТ реакторов
типа ВВЭР-1000 хранится в приреакторных бассейнах выдержки и после трех лет
хранения вывозится в централизованное мокрое хранилище на Красноярском ГХК. ОЯТ
реакторов ВВЭР-440 и БН-600 вывозится на ФГУП "ПО "Маяк". ОЯТ остановленных
реакторов АМБ Белоярской АЭС хранится на АЭС (5000 ОТВС) и на ФГУП "ПО "Маяк" (2200
ОТВС).
Таблица 6.1 Данные по размещению ОЯТ
Размещение Тип установки
АЭС
Кольская АЭС ВВЭР-440 Хранилище
Нововоронежская АЭС ВВЭР-440
ВВЭР-1000
Балаковская АЭС ВВЭР-1000
Волгодонская АЭС ВВЭР-1000
Калининская АЭС ВВЭР-1000
Курская АЭС РБМК-1000
Ленинградская АЭС РБМК-1000
Смоленская АЭС РБМК-1000
Белоярская АЭС БН-600
АМБ
Билибинская АЭС ЭГП-6
ЯТЦ
ФГУП "ПО "Маяк" ВВЭР-440+АМБ Завод по переработке
Хранилище
ГХК ВВЭР-1000 Хранилище
ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ 1-я атомная Хранилище
ИР
ФГУ РНЦ МР Хранилище
"Курчатовский институт" ИР-8
ФГУП "ГНЦ РФ-ФЭИ" АМ-1
БР-10
ФГУП ИРМ ИВВ-2
МИР .М1
СМ-3
РБТ-10/2
ФГУП ГНЦ "РФ НИИАР"
БОР-60
ВК-50
КОРО
ПИЯФ им. Б.П. Константинова РАН ВВР-м Хранилище
Филиал ФГУП "НИФХИ им. Л.Я. Карпова" ВВР-ц
МИФИ ИРТ
ГНУ "НИИ ЯФ при ТПУ" ИРТ-т
ЯЭУ
ММП, ПТБ "Лепсе" Хранилище
ММП, ПТБ "Лотта"
ММП, ПТБ "Имандра"
8

9. 7. Динамика накопления ОЯТ
Оценочный расчет накопления ОЯТ выполнен из условий работы действующих
энергоблоков ВВЭР-1000 в течение 30(45) лет, ввода в эксплуатацию энергоблоков в
соответствии со среднесрочным развитием атомно-энергетического комплекса и
проектируемых объемов сухого и мокрого хранения Красноярского ГХК для ОЯТ ВВЭР
(9000т каждое, всего 18000 т).
С учетом ОЯТ, принятого на хранение в хранилище ГХК от зарубежных АЭС - срок
исчерпания объема хранения на ГХК может наступить ранее 2030 года. В Российской
Федерации накоплено около 18500 тонн ОЯТ, которое размещено в пристанционных и
приреакторных хранилищах, а также на предприятиях по переработке ОЯТ (таблица 7.1).
Таблица 7.1 Количество ОЯТ реакторов различного типа на предприятиях
Эксплуатирующая организация Тип топлива Количество ОЯТ, т
Кольская АЭС ВВЭР-440 116
Нововоронежская АЭС ВВЭР-440 745
ВВЭР-1000 133
Балаковская АЭС ВВЭР-1000 407
Волгодонская АЭС ВВЭР-1000 84
Калининская АЭС ВВЭР-1000 189
Курская АЭС РБМК-1000 3808
Ленинградская АЭС РБМК-1000 4240
Смоленская АЭС РБМК-1000 2240
Белоярская АЭС БН-600 47
АМБ 192
Билибинская АЭС ЭГП-6 136
ФГУП "ПО "Маяк" ВВЭР-440+АМБ 360
ГХК ВВЭР-1000 4300
ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ 1-я атомная 12
ММП, ПТБ "Лепсе" 639*
ММП, ПТБ "Лотта" 3768*
ММП, ПТБ "Имандра" 1134*
*Количество хранящихся ОТВС
9

10. 8. Локализация РАО после ВиЭ энергоблоков
В ближайшие 10-20 лет возрастут масштабы вывода из эксплуатации ядерных
энергоблоков, отработавших свой ресурс. Резко возрастёт объём РАО, которые нужно тем
или иным способом локализовать.
При ВиЭ необходимо будет локализовать надёжно как 1000т уже наработанных
РАО, так и (100-1000)т РАО продуктов демонтажа.
Таблица 8.1 Перечень ЯУ, находящихся в процессе вывода из эксплуатации
Эксплуатирующая организация Тип ЯУ Год остановки
АЭС
Белоярская АЭС АМБ-100 1981
АМБ-200 1989
Нововоронежская АЭС ВВЭР-210 1984
ВВЭР-365 1990
ИР
ФГУП ГНЦ РФ ИТЭФ ТВР ИТЭФ 1987
ФГУП ГНЦ РФ НИИАР АСТ-1 2000
ВВРЛ-02 2003
ФГУП НИИП ВВРЛ-03 2003
ИИН-3М 2005
ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ АМ-1 1999
БР-10 1999
ФГУП "НИТИ им. А.П. Александрова" ППУ 2004
ППУ 2004
10

11. 9. Обращение с РАО и утилизация
Таблица 9.1 Допустимое содержание радионуклидов в РАО, захораниваемых в
приповерхностных пунктах хранения
Радионуклиды Активность, Бк/м3 (Бк/г)
Радионуклиды с периодом полураспада менее 5 лет Не ограничена
Н3 Не ограничена
С-14 3,0*10^11 Бк/м3
С-14 в активированном металле 3,0*10^12 Бк/м3
Ni-59 в активированном металле 8,1*10^12 Бк/м3
Co-60 Не ограничена
Ni-63 2,6*10^13 Бк/м3
Ni-63 в активированном металле 2,6*10^14 Бк/м3
Sr-90 2,6*10^14 Бк/м3
Nb-94 в активированном металле 7,4*10^9 Бк/м3
Cs-137 1,7*10^14 Бк/м3
Tc-99 1,1*10^11 Бк/м3
I-129 3,0*10^9 Бк/м3
Pu-241 1,3*10^9 Бк/г
Cm-242 7,4*10^9 Бк/г
Уран и трансурановые альфа-излучающие радионуклиды 3,7*10^3 Бк/г
с периодом полураспада более 5 лет
Для отходов, содержащих смесь радионуклидов, общая концентрация
определяется как "сумма долей" путем деления концентрации каждого нуклида на
соответствующую допустимую концентрацию. Сумма долей не должна превышать 1,0.
Если РАО не содержат радионуклидов, приведенных в таблице, эти отходы
относятся к категории, для которой нет ограничения на приповерхностное захоронение.
Верхнее (консервативное) значение 3,7*10^3 Бк/г для урана и трансурановых
альфа-излучателей с периодом полураспада больше 5 лет допускается для отдельных
упаковок РАО при условии, что в среднем их удельная активность не превысит 370 Бк/г.
Прежде всего следует отметить, что на предприятиях, не находящихся в ведении
Росатома, хранится менее 0,002% объема ЖРО и около 97,7% ТРО (по массе).
В 2004 году на предприятиях, подведомственных Росатому образовалось 4,3 млн.
м3 жидких радиоактивных отходов с суммарной активностью 3,72*10^18 Бк. Около 96%
суммарной активности образовавшихся за год РАО сосредоточено в жидких
радиоактивных отходах (ЖРО). Основное количество образовавшихся жидких
радиоактивных отходов около 4,0 млн. м3 – это низкоактивные отходы. Соотношение
объемов и активности жидких радиоактивных отходов различных категорий
представлено в таблице:
11

12. Таблица 9.2 Объемы и активности различных категорий ЖРО
Всего ЖРО Объем Активность
4,3 млн. м3 – 100% 3,72*10^18 Бк – 100%
НАО 93,52% 0,02%
САО 6,13% 10,98%
ВАО 0,35% 89%
Большая часть объема всех образовавшихся за отчетный год жидких отходов
принадлежит трем предприятиям: ГХК (20%), ФГУП "ПО "Маяк" (22,3%) и СХК (55,5%).
Доля остальных предприятий составляет около 2% суммарного объема.
Распределение образовавшихся за 2004 г. в атомной промышленности 1,1 млн. т
твердых радиоактивных отходов (ТРО) по категориям представлено в таблице:
Таблица 9.3 Объемы и активности различных категорий ТРО
АЭС
Всего ТРО по массе по активности
1,1 млн. т (100%) 1,6*1017 Бк (100%)
НАО 99,57% 0,0002%
САО 0,24% 0,0009%
ВАО 0,19% 99,999%
Суммарная активность образовавшихся ТРО на 96% определяется
высокоактивными отходами ФГУП "ПО "Маяк". В результате переработки высокоактивных
ЖРО на ФГУП «ПО «Маяк» за год образовалось 495 тонн остеклованных отходов. Всего
предприятиями, подведомственными Росатому, переработано около 3,57 млн. м3 ЖРО и
5,9 тыс. т ТРО.
В последние годы объемы переработки высокоактивных ЖРО опережают объемы
их ежегодного образования, а низкоактивных – практически сравнялись. Что касается
условий содержания накопленных РАО, то, например, из общего объема накопленных
ЖРО 97,3% – низкоактивные отходы.
Основная часть этих отходов размещена на ФГУП "ПО "Маяк" и СХК в не
изолированных от окружающей среды пунктах хранения (специальных промышленных
водоемах и накопителях). Большая часть среднеактивных жидких отходов (85%)
изолирована от окружающей среды и сосредоточена на предприятиях СХК, ГХК, НИИАР.
Следует отметить, что все высокоактивные ЖРО изолированы от окружающей
среды. Большая часть ЖРО, накопленных на предприятиях, подведомственных Росатому –
это низкоактивные отходы, активность которых составила 1,47*10^16 Бк (около 0,03%
суммарной активности ЖРО), из которых 88,7% размещено в пунктах хранения
(специальных водоемах и накопителях ФГУП "ПО "Маяк" и СХК).
12

13. Основная масса ТРО является низкоактивными и находится на предприятиях
ППГХО (72%), ГМЗ (19%) и ЧМЗ (4,6%).
Основная масса накопленных высокоактивных отходов – это остеклованные
отходы, оболочки твэлов, загрязненное оборудование, отработавшие радионуклидные
источники, находящиеся на ФГУП "ПО "Маяк" и СХК. Эти отходы находятся в
специализированных зданиях или сооружениях и изолированы от окружающей среды.
Основной задачей на ближайшие годы является снижение доли отходов, которые
хранятся без изоляции от окружающей среды и создание новых мощностей по
кондиционированию РАО.
Среди наиболее важных примеров экологических проблем обращения с РАО
следует отметить:
1. открытые поверхностные водоемы: хранилища жидких РАО, в том числе озеро
Карачай и Теченский каскад водоемов (ФГУП "ПО "Маяк");
2. отсутствие технологии переработки некоторых видов РАО, в том числе
взрывопожароопасных органических материалов.
Основными источниками образования и накопления новых РАО в настоящее время
являются АЭС и предприятия ЯТЦ. По грубым оценкам, из числа накопленных к
настоящему времени РАО до 20% образовалось на АЭС, большая часть остальных – на
предприятиях ЯТЦ. Последнее обстоятельство обусловлено деятельностью
радиохимических производств. В результате использования на них жидкостных и
экстракционных технологий в результате переработки 1 т (по U) энергетического ОЯТ
образуется около 45 м3 высокоактивных, 150 м3 среднеактивных и 2000 м3
низкоактивных ЖРО.
Самостоятельную проблему представляет вывод из эксплуатации радиоизотопных
термоэлектрических генераторов (РИТЭГов), выработавших установленный ресурс. В
настоящее время в Российской Федерации эксплуатируются или подлежат выводу из
эксплуатации более 700 РИТЭГ. Через 10-15 лет заканчивается плановый срок
эксплуатации всех РИТЭГ, работающих в настоящее время. Росатомом разработан
порядок организации работ по выводу РИТЭГ из эксплуатации и временные рамки, в
которые эти работы необходимо выполнить.
Одна из проблем безопасного обращения с этими источниками заключается в том,
что организации, осуществляющие эксплуатацию РИТЭГ, относятся к разным ведомствам.
Для межотраслевой координации их действий, которую в настоящее время решает
Росатом, создана постоянно действующая Межведомственная координационная группа
по вопросам вывода из эксплуатации РИТЭГ. Учитывая потенциальную радиологическую
угрозу РИТЭГ (начальная β-активность около 1,9*10^16 Бк), решение этой проблемы
осуществляется также в рамках международного сотрудничества.
13

14. 10. Выводы
Принципиальное направление развития энергетики России определено
"Энергетической стратегией России до 2020 года", в которой ядерной энергетике
предусмотрена значительная роль. В последнее время эта роль еще более возросла в
связи постановкой задачи по увеличению доли атомной генерации в общем объеме
выработки электроэнергии до 25% и развитию международного сотрудничества в
ядерной энергетике.
Целью государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной
безопасности является последовательное снижение до приемлемого уровня техногенного
воздействия на население и окружающую среду при использовании атомной энергии и
снижение до допустимых норм воздействия природных источников ионизирующего
излучения.
Для достижения этой цели необходимо обеспечить концентрацию усилий и
ресурсов на следующих приоритетных направлениях:
1. совершенствование государственного управления и координации работ в
области ядерной и радиационной безопасности, в первую очередь
государственной системы обеспечения радиационной безопасности
Российской Федерации, осуществляемое с учетом международной практики;
2. совершенствование государственного регулирования в области использования
атомной энергии, включая повышение эффективности лицензионной
деятельности и экспертиз безопасности в этой области;
3. усиление защиты ядерно- и радиационно-опасных объектов от вредного
влияния техногенных, природных факторов и террористических проявлений,
повышение защищенности населения и окружающей среды от воздействия
неблагоприятных факторов, связанных с использованием атомной энергии и
природных источников ионизирующих излучений;
4. совершенствование систем и средств физической защиты объектов
использования атомной энергии, повышение их противодиверсионной и
антитеррористической устойчивости;
5. интенсификация и совершенствование организации работ по утилизации
выведенных из эксплуатации ядерно-опасных объектов и материалов;
6. реабилитация территорий Российской Федерации, на которых сложилась
неблагополучная радиационная обстановка;
7. проведение радиационно-эпидемиологических исследований для оценки
состояния здоровья лиц, подвергшихся радиационному воздействию;
8. совершенствование медицинского обеспечения и системы реабилитации
персонала ядерно- и радиационно-опасных объектов и населения;
9. повышение эффективности международного сотрудничества в области ядерной
и радиационной безопасности.
14

15. Содержание
1. Основные концептуальные принципы обращения с РАО и ОЯТ……………………………….1
2. Обоснование безопасности…………………………………………………………………………………………1
3. Стратегия обращения с РАО на АЭС России………………………………………………………………..2
4. Транспортировка ОЯТ…………………………………………………………………………………………………..4
5. Безопасные параметры транспортировки РАО и ОЯТ………………………………………………..7
6. ОЯТ Российских реакторов…………………………………………………………………………………………..8
7. Динамика накопления ОЯТ………………………………………………………………………………………….9
8. Локализация РАО после вывода из эксплуатации энергоблоков…………………………….10
9. Обращение с РАО и утилизация………………………………………………………………………………..11
10. Выводы……………………………………………………………………………………………………………………….14
11. Содержание………………………………………………………………………………………………………………..15
12. Список использованной литературы…………………………………………………………………………16
15

16. Литература
1. Постановление от 3 февраля 2010 г. N 50, «Ядерные Энерготехнологии нового
поколения на период 2010-2015 и на перспективу до 2020 года»,
2. Федеральная целевая программа "Обеспечение ядерной и радиационной
безопасности на 2008 год и на период до 2015 года",
3. В.Г. Асмолов, В.Н. Блинков, О.М. Ковалевич «Основы обеспечения безопасности
АЭС» Учебное пособие, Москва, изд. Дом МЭИ, 2010 г.,
4. Конспект лекций М. А. Скачека по курсу «Обращение с РАО и ОЯТ»
16