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 м³ ЖРО 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.

Рис. 4. 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

Вид РАО	ЖРО				ТРО
	млн м3		%		млн т		%
	2010 г.	2014 г.	2010 г.	2014 г.	2010 г.	2014 г.	2010 г.	2014 г.
НАО	2,8178	1,167	92,69	89,91	1,379	1,18	99,22	99,91
САО	0,2079	0,121	6,84	9,32	0,014	0,001	0,45	0,08
ВАО	0,0143	0,01	0,47	0,77	0,01	0,0001	0,33	0,01
Итого	3,04	1,298	100	100	1,39	1,1811	100	100

​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

№	Предприятие	Тип топлива	Количество ОЯТ, т
1	Кольская АЭС	ВВЭР-440	96,9
2	Нововоронежкая АЭС	ВВЭР-440 ВВЭР-1000	76,2 200,9
3	Балаковская АЭС	ВВЭР-1000	420,8
4	Ростовская АЭС	ВВЭР-1000	101,2
5	Калининская АЭС	ВВЭР-1000	253,0
6	Курская АЭС	РБМК-1000	5023,9
7	Ленинградская АЭС	РБМК-1000	4906,6
8	Смоленская АЭС	РБМК-1000	2662,0
9	Белоярская АЭС	БН-600 АМБ	29,1 190,9
10	Билибинская АЭС	ЭГП-6	150,4
11	ПО «Маяк»	ВВЭР-440, АМБ	319,8
12	ГХК	ВВЭР-1000	6029,7
13	ФЭИ	АМ-1	12
14	Атомфлот, ПТБ «Лепсе»		2,52
15	Атомфлот, ПТБ «Лотта»		3,58
16	Атомфлот, ПТБ «Имандра»		1,01
17	Атомфлот, ХОЯТ		1,34

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 тОЯТ/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.