X Международная студенческая научная конференция Студенческий научный форум - 2018

Из истории первых уран-графитовых реакторов

 

Рисунок 1 Первый исследовательский уран-графитовый реактор Ф-1

Первый в СССР исследовательский уран-графитовый реактор Ф-1 (рис. 1) был создан и пущен в Лаборатории № 2 (ныне НИЦ «Курчатовский институт») под руководством академика И.В. Курчатова 25 декабря 1946 г. Этот ядерный реактор был предназначен для экспериментальной проверки условий осуществления цепной реакции деления, а также получения плутония в уран-графитовых системах. Активная зона реактора Ф-1 представляла собой сферу диаметром 6 м, набранную из графитовых блоков квадратного сечения с отверстиями в центре, в которые загружалось ядерное топливо в виде блочков цилиндрической формы из металлического урана или его соединений, очехлованных в оболочку из алюминиевого сплава. Для сооружения реактора потребовалось изготовить свыше 50 т урана и 500 т графита невиданной в то время чистоты примеси (примесь бора составляла миллионные доли) [1].

 

На реакторе Ф-1 под руководством И.В. Курчатова были выполнены уникальные нейтроннофизические исследования для обоснования проектов разрабатываемых промышленных уранграфитовых реакторов. В первую очередь, были проведены измерения ядерных констант, которые являлись решающими при расчетном определении величины критической массы, коэффициента размножения и других физических параметров. В результате появилась уверенность в возможности осуществления цепной реакции деления и, следовательно, проектов промышленных реакторов, то есть в правильности выбранных решений.

Для получения оружейного плутония в количествах, необходимых для изготовления ядерных зарядов, необходимо было построить промышленный ядерный реактор значительной мощности. Решение о строительстве реактора, получившего вскоре наименование реактора А («Аннушка») было принято в начале 1946 г. Главным конструктором реактора был назначен директор НИИХИММАШа Н.А. Доллежаль, научным руководителем был утвержден директор Лаборатории № 2 АН СССР (ныне НИЦ «Курчатовский институт») академик И.В. Курчатов. Строительные работы начались на комбинате № 817 (ныне ФГУП «Производственное объединение Маяк») на Южном Урале 1 мая 1946 г. Темпы строительно-монтажных работ позволили осуществить пуск реактора А уже 19 июня 1948 г.

 

Рисунок 2 промышленный уран-графитовый реактор

В отличие от американских промышленных реакторов горизонтального типа для производства оружейного плутония реактор А был спроектирован в вертикальном исполнении (рис. 2). Последующая эксплуатация реактора А показала правильность принятого конструктивного решения. Реактор А состоял из активной зоны с ядерным топливом, системы отвода тепла, биологической защиты, систем контроля, аварийной защиты, транспортнотехнологической части и других вспомогательных систем. Активная зона была образована графитовыми кирпичами квадратного сечения с отверстиями в центре для постановки труб из алюминиевого сплава САВ, называемых технологическими каналами или сокращенно ТК. Внутрь ТК загружали ядерное топливо в виде блочков цилиндрической формы, очехлованных в оболочку из алюминиевого сплава АМСН. Между блочком и стенкой ТК оставлялся зазор для прокачки охлаждающей воды с целью отвода тепла, выделяющегося в результате цепной реакции деления. Эксплуатация реактора А в течение менее одного года позволила наработать нужное количество оружейного плутония для первого отечественного ядерного заряда, испытанного на Семипалатинском полигоне 29 августа 1949 г [1]. 16 июня 1987 г. после 39 лет работы реактор А был выведен из эксплуатации.

 

 

Рисунок 3 Обнинская АЭС

Хочется отметить, что реактор первой в мире АЭС (АМ-1 («Атом Мирный»), Обнинская АЭС, 1954 г.) (рис. 3) был именно уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем. При выборе типа реактора учитывался опыт, который был накоплен при создании и эксплуатации промышленных реакторов, производивших плутоний.

 

Но речь в этой работе пойдет не о создании промышленного уран–графитового реактора, а об выводе их из эксплуатации.

Реакторы на Производственном объединении «Маяк»

В связи с 60-летием катастрофы на Производственном объединении «Маяк» (ПО «Маяк»), рассмотрим вывод из эксплуатации промышленного уран–графитового реактора на примере ПО «Маяк».

Помимо первого в СССР промышленного уран–графитового реактора «А», на ПО «Маяк» также были уран-графитовый реактор «АВ-1» (физический пуск 3.04.1950 г., остановлен и выведен из эксплуатации 18.08.1989 г.), уран-графитовый реактор «АВ-2» (физический пуск 13.04.1951 г., остановлен и выведен из эксплуатации 14.07.1990 г.), уран-графитовый реактор «АИ» (А «Импульсный») (физический пуск 12.11.1951 г., остановлен и выведен из эксплуатации 25.05.1987 г.), уран-графитовый реактор «АВ-3» (принят в эксплуатацию 15.09.1952 г., остановлен и выведен из эксплуатации 01.11.1991 г.)[2, 3]. Кроме уран-графитовых реакторов на ПО «Маяк» были первый промышленный тяжеловодный атомный реактор в стране «ОК-180» (физический пуск 17.10.1951 г., остановлен и выведен из эксплуатации 3.03.1966 г.), тяжеловодный реактор «ОК-190» (физический пуск 27.12.1955 г., остановлен и выведен из эксплуатации 8.10.1965 г.), тяжеловодный реактор «ОК-190М» (физический пуск в марте 1966 г., заглушен 16.04.1986 г.) [4]. А по сей день работают лёгководный реактор бассейнового типа «Руслан» (физический пуск в начале 1979 г.) и тяжеловодный реактор «ЛФ-2» («Людмила») (физический пуск 31.12.1987 г.) [5].

Характеристика площадки, на которой реализуется вывод из эксплуатации ПУГР

 

Рисунок 4 Общий вид выводимого из эксплуатации ядерного объекта ПУГР АВ-1 с визуализацией на трехмерной анимационной компьютерной модели

Для поиска вариантов путей вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов (далее ПУГР) на ПО «Маяк» было проведено предварительное комплексное инженерное, радиационное, геологическое, геохимическое и гидрологическое обследование площадки, на которой размещены ПУГР. Приведем ниже их результаты.

 

Комплекс сооружений с ПУГР располагается на площадках двух заводов (АВ-1 и АВ-2 – реакторного завода; А, АИ, АВ-3 – химического завода) в пределах санитарно-защитной зоны промплощадки ПО «Маяк», установленной по результатам анализа радиационной безопасности. В реакторных зданиях находятся шахты реактора, бассейны, транспортные системы, металлоконструкции, технологические и контролирующие системы и необходимое оборудование систем жизнеобеспечения (рис. 4).

На площадках заводов расположены энергетические, административно-бытовые и складские здания, здания охраны и сооружения гражданской обороны. Территории площадок имеют систему физической защиты и охраняются. Для захоронения твердых радиоактивных отходов (ТРО) на территории площадок остановленных ПУГР имеются грунтовые и капитальные пункты захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО), часть которых заполнены не полностью.

Масштабное радиоактивное загрязнение окружающей среды в районе расположения ПУГР ПО «Маяк» и накопление большого количества жидких радиоактивных отходов (ЖРО) в водоемах-хранилищах сформировались в результате беспрецедентной по срокам и сложности решаемых задач деятельности предприятия в 1950-е годы. Основное негативное воздействие на окружающую среду оказали радиационные аварии, случившиеся в 50–60-е годы 20 века. Из радионуклидов, накопившихся в ПЗРО за время эксплуатации реакторов, наиболее опасны ⁶⁰Со, ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs. Главными источниками радиоактивного загрязнения в контролируемом районе являются территории, загрязненные в результате регламентных выбросов на начальном этапе работы предприятия, в результате аварии 1957 г., ветрового подъема и переноса донных отложений с оголившихся берегов водоема (хранилища ЖРО В-9) в 1967 г., а также в результате загрязнения поймы р. Теча сбросами ЖРО (1949– 1956 гг.)[6].

Начиная с 1970-х годов радиационная обстановка в районе предприятия улучшается как в результате проведения комплекса реабилитационных мероприятий, снижения уровней выбросов, так и вследствие естественного самоочищения территории.

Территория расположения ПУГР представляет собой слабоволнистую равнину на восточном склоне южного Урала с общим направлением склона на восток, водораздельным пространством до 250 м, в междуречье рек Теча и Мишеляк, в окружении озер Улагач, Татыш и поверхностных водоемов – хранилищ ЖРО Теченского каскада водоемов.

На основании данных [7] о географическом положении ПУГР, распределении населения, топографических, гидрометеорологических, геологических, гидрогеологических и сейсмических условий, данных о растительном и животном мире специалисты сделали вывод о том, что геологические, геохимические и гидрологические характеристики площадки ПУГР на ПО «Маяк» не препятствуют выполнению программы вывода из эксплуатации реакторов и не могут спровоцировать возникновения нештатных ситуаций.

Оценка воздействия на окружающую среду деятельности по выводу из эксплуатации ПУГР

Эксперты провели исследования возможных воздействий на окружающую среду при выводе ПУГР из эксплуатации.

Газообразные радиоактивные отходы при выводе ПУГР из эксплуатации не образуются, поскольку внутренние реакторные полости здания соединены через вентиляционные системы с вытяжной вентиляционной трубой, в результате чего происходит естественная вытяжка из подреакторных пространств. Тем не менее необходим контроль выбросов радиоактивных веществ в атмосферу, что осуществляется путем отбора проб с последующим приборным анализом на радиометрическом оборудовании с частотой не реже 1 раза в неделю.

В результате работ по выводу из эксплуатации остановленных ПУГР образуются жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) – не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, удельная активность которых десятикратно превышает значения уровней вмешательства.

Источниками ЖРО низкого уровня активности при выводе из эксплуатации ПУГР являются грунтовые воды, откачиваемые из шахт и приямков, а также дезактивирующие растворы и промывные воды от вспомогательных зданий. Удаляются ЖРО через сливные камеры и «метро» в поверхностный водоем – хранилище В-2. Работы по сбору, переработке, контролю и транспортированию ЖРО выполняются в соответствии с действующими на ПО «Маяк» инструкциями. Контроль загрязненности сбросных вод осуществляется путем периодического отбора и последующего приборного анализа проб в наблюдательных колодцах, шахтах ПУГР. Активность сбрасываемых в водоем-хранилище вод контролируется не реже 1 раза в 6 месяцев.

Твердые радиоактивные отходы (ТРО), образующиеся при выводе из эксплуатации ПУГР, могут быть представлены в виде двух групп: накопленные за время эксплуатации ПУГР и образующиеся в процессе работ по демонтажу реакторного оборудования и при его фрагментации. Сбор и сортировка ТРО и фрагментов оборудования осуществляются в специальные контейнеры, установленные в местах постоянного образования отходов. ТРО сортируют по категориям загрязненности и физико-химическим свойствам с учетом действующих инструкций, требований (НП-020-2000, НП-058-04) и методических указаний под контролем отдела радиационной безопасности.

ТРО вывозятся специальными транспортными средствами в ПЗРО траншейного типа по существующей схеме в границах действующих лицензий. Для захоронения ТРО на территории реакторного и химического заводов имеются грунтовые и капитальные ПЗРО. На участке входного дозиметрического контроля и сортировки РАО осуществляются перегрузка для транспортировки радиоактивных и нерадиоактивных отходов на участок временного хранения, а также входной радиационный контроль с сортировкой по категориям активности и материалам.

Основными факторами радиационного воздействия на персонал при выводе из эксплуатации ПУГР являются открытые радионуклидные источники (загрязнение внутренних и наружных поверхностей оборудования и строительных конструкций в процессе выполнения работ), ионизирующее излучение продуктов активации элементов, конструкций и оборудования ПУГР. При этом главное воздействие оказывает внешнее гамма- и бета-облучение. Контроль внешнего облучения персонала в ходе проведения работ проводится на основании табуляграмм, поступающих из информационно-вычислительного центра ПО «Маяк» по результатам текущего дозиметрического контроля. Таким образом обеспечивается безопасность персонала в ходе работ, при этом средняя индивидуальная годовая эффективная доза работников составит от 0,002 до 0,004 мЗв, а годовая эффективная коллективная доза – до 0,8 Зв на человека [8].

Варианты вывода из эксплуатации ПУГР на ПО «Маяк»

Реакторы остановлены для вывода из эксплуатации в 1989-1990 гг. Остановка реактора производилась согласно действующим технологическим инструкциям по переводу реактора в режим КПР. После останова вся продукция из активной зоны была выгружена принятым на реакторе порядком и размещена в транспортных бассейнах для выдержки. В настоящее время ПУГР предприятия находятся в процессе вывода из эксплуатации, в состоянии длительной выдержки, и не являются ядерноопасными объектами. Деятельность по выводу из эксплуатации в соответствии с требованиями действующей нормативной документации направлена на достижение заданного проектами вывода из эксплуатации конечного состояния при обеспечении безопасности работников (персонала), населения и окружающей среды. Вывод из эксплуатации ПУГР предприятия - процесс осуществления комплекса организационно-технических мероприятий после окончательного останова реакторов, направленных на исключение и дальнейшего использования в качестве источника энергии, организацию физической защиты и учет делящихся и радиоактивных материалов, обеспечение безопасности персонала, населения и окружающей среды как в период проведения работ, так и после их завершения.

Принятие решения по выбору варианта вывода из эксплуатации каждого реактора требует индивидуального подхода с учетом типа объекта, состава и количества РАО, геологических и гидрогеологических характеристик района размещения. Решением ГК «Росатом» рассматривались два варианта вывода из эксплуатации ПУГР:

1) извлечение конструкций, оборудования и графитовой кладки с последующей фиксацией в ПЗРО;

2) создание объекта окончательной изоляции «особых» РАО на месте расположения ПУГР (вывод из эксплуатации «на месте») [9].

Вывод из эксплуатации ПУГР предприятия базируется на варианте «окончательная изоляция на месте» («захоронение на месте»), определённом Концепцией Госкорпорации «Росатом» в 2008 году [10].

Вариант «окончательная изоляция на месте» («захоронение на месте») предполагает, что ПУГР предприятия изолируются на месте без извлечения радиационно-опасных конструкционных элементов из реактора с целью их утилизации или переработки. Локализация оборудования реакторов (в том числе, графитовой кладки) осуществляется в шахтах реакторов.

Безопасность изоляции достигается за счет использования как существующих барьеров безопасности, так и вновь создаваемых дополнительных барьеров, исключающих несанкционированный доступ к объектам локализации и нерегламентированный выход радиоактивных веществ в окружающую среду.

На рисунке 5 представлена схема заполнения барьерными материалами внутренних пространств реакторов.

 

Рисунок 5 Схема заполнения барьерными материалами внутренних пространств реакторов

 

Основой обеспечения безопасности вывода из эксплуатации ПУГР ПО «Маяк» является концепция глубокоэшелонированной защиты, основанная на использовании федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, в применении систем физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду.

Реализация варианта «окончательная изоляция на месте» («захоронение на месте») не предусматривает извлечения оборудования, систем и конструкционных элементов из шахты реактора, за исключением тех, которые могут оказать негативное влияние на надёжность существующих и создаваемых барьеров безопасности или препятствуют исполнению работ по выводу из эксплуатации ПУГР.

Соответственно реализация работ по выводу из эксплуатации ПУГР не вызовет увеличения выбросов/сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду и не будет являться провоцирующим фактором, увеличивающим вероятность возникновения нештатных ситуаций.

Безопасность варианта «окончательная изоляция на месте» («захоронение на месте») достигается исполнением комплекса мероприятий использования существующих и создания дополнительных барьеров с локализацией оборудования реактора и графитовой кладки в пределах шахты реактора, обеспечивающих надёжную изоляцию ПУГР, предотвращающих нерегламентированный выход радиоактивных веществ в окружающую среду.

Выполнение работ по выводу из эксплуатации ПУГР предприятия предусматривает следующие конечные результаты:

усилены существующие и созданы новые барьеры безопасности, обеспечивающие изоляцию систем и оборудования ПУГР от окружающей среды, предотвращающие нерегламентируемое поступление радионуклидов в окружающую среду;

внутренние пространства реакторных установок, помещения вокруг шахт реакторов и реакторные пространства заполнены барьерными материалами;

ликвидированы здания и сооружения, необходимость в которых отпала в связи с выводом из эксплуатации ПУГР и реакторного здания;

демонтированы надземные части реакторных зданий;

над законсервированной шахтой создано защитное перекрытие. По защитному перекрытию устроена бетонная подготовка с уклоном и укладкой гидроизоляции;

сохранена система физической защиты;

создана и функционирует система мониторинга экологической безопасности выведенных из эксплуатации ПУГР;

объекты выведенных из эксплуатации ПУГР сохраняют защитные функции при внешних воздействиях.

Обратим внимание на альтернативные варианты вывода из эксплуатации ПУГР ПО «Маяк».

Использование варианта извлечения оборудования, металлоконструкций и систем с последующим захоронением в капитальные могильники предполагает поэтапный демонтаж всего оборудования, графитовой кладки реактора, металлоконструкций. Демонтированное оборудование и металлоконструкции извлекаются из реактора, фрагментируются и измельчаются. Далее фрагментированное оборудование и конструкции упаковываются и направляются на захоронение в новые капитальные могильники [11].

Реализация данного варианта связана со следующими негативными моментами:

при демонтаже радиационно-загрязнённого оборудования и конструкций реактора повышается вероятность радиационного аэрозольного загрязнения помещений реакторов;

повышаются риски негативных ситуаций с персоналом, осуществляющим демонтажные работы в помещениях с радиационным загрязнением, на «минусовых» отметках;

требуется проектирование и создание капитальных могильников значительной вместимости для безопасного захоронения извлекаемых радиоактивных отходов;

необходима организация транспортирования от мест извлечения конструкций, материалов и оборудования из реакторов до могильников;

объёмы радио-экологического мониторинга территорий увеличатся за счёт контроля вновь созданных могильников, что в свою очередь увеличивает риск возникновения негативных ситуаций.

Также помимо значительного увеличения стоимости работ по выводу из эксплуатации ПУГР, в полной мере сохраняется актуальность выполнения работ по заполнению барьерными материалами внутренних пространств реактора, аналогичным по своим объёмам проектным решениям по реализации варианта «захоронение на месте».

Существует и «нулевой вариант» или отказ от деятельности, предполагающий отказ от деятельности по выводу из эксплуатации ПУГР предприятия.

Данный вариант характеризуется негативным влиянием на окружающую среду, в особенности для будущих поколений, так как отказ от деятельности по выводу из эксплуатации неизбежно приведёт к постепенной утрате защитных функций строительных конструкций, являющихся барьерами безопасности, что в свою очередь увеличивает риски возникновения нештатных ситуаций.

Таким образом, вариант «окончательная изоляция на месте» полностью оправдывает себя.

Процесс вывода из эксплуатации ПУГР ПО «Маяк» по типу «окончательная изоляция на месте»

Процесс вывода из эксплуатации ПУГР осуществляется поэтапно:

1-й этап - подготовка к выводу из эксплуатации (выполнено). На этапе подготовки и выводу из эксплуатации:

выгружено топливо, реакторные установки переведены в ядерно-безопасное состояние;

проводится мониторинг радиационной обстановки и объектов ПУГР;

разработаны организационные и технические документы по выводу из эксплуатации ПУГР.

2-й этап – вывод из эксплуатации. Этап вывода из эксплуатации предусматривает следующие стадии работ:

разработка проектной и рабочей документации. Обоснование безопасности принятых технических решений;

дезактивация помещений (при необходимости), монтажнодемонтажные работы по оборудованию и системам, находящимся в реакторном здании и на территории площадки;

заполнение внутренних полостей реактора, шахты реактора и строительных объемов помещений реакторного здания сорбирующими и гидроизоляционными материалами до отм. 0,000;

создание дополнительного барьера в виде верхней герметичной защитной плиты над шахтой реактора (при необходимости);

демонтаж строительных конструкций реакторного здания и обваловка пятна застройки реакторных зданий;

приведение существующих мест захоронения РАО в пределах площадки размещения ПУГР в радиационно-безопасное состояние;

демонтаж зданий и сооружений на площадке размещения ПУГР.

На этапе вывода из эксплуатации осуществляется мониторинг, техническое наблюдение и, при необходимости, радиационный контроль за радиационно-опасными объектами: захороненным реактором, хранилищами твёрдых радиоактивных отходов и др.

В процессе вывода из эксплуатации проводится частичный демонтаж и удаление чистого, слабозагрязненного и низкоактивного оборудования и систем реактора (в стадии выполнения).

Оставленное в шахте реакторное оборудование, в том числе графитовая кладка, надежно изолируются от окружающей среды, за счет создания и укрепления защитных барьеров, надежно изолирующих реакторное оборудование:

- герметизируется низ шахты реактора путём бетонирования;

- заполняются сыпучими сорбирующими гидроизоляционными материалами все внутренние полости реактора и шахты.

Помещения вне шахты реактора заполняются до отм. 0,000 глиносодержащими материалами с целью обеспечения благоприятных условий работы железобетонных конструкций шахты реактора и сохранения целостности барьеров безопасности внутри шахты реактора.

3 этап – мониторинг состояния выведенного из эксплуатации ПУГР и состояния экологической обстановки на территории предприятия.

На 3-ем этапе осуществляется контроль состояния радиационной обстановки воздушной среды, проб грунта и грунтовых вод на территории размещения ПУГР. Поддержание в работоспособном состоянии систем контроля. Выполнение реабилитационных мероприятий на территории площадок размещения ПУГР.

4-й этап - создание дополнительного барьера в виде верхней герметичной защитной плиты над шахтой реактора (при необходимости).

Заключение

Таким образом, в данной работе представлена история первых уран-графитовых реакторов. Примечательно, что первый промышленный уран-графитовый реактор был расположен именно на ПО «Маяк».

Кроме того, работа освещает комплексное инженерное, радиационное, геологическое, геохимическое и гидрологическое обследование площадки, на которой размещены ПУГР предприятия. Приведена оценка воздействия на окружающую среду деятельности по выводу из эксплуатации ПУГР, а также представлен анализ трех вариантов вывода из эксплуатации:

1) «окончательная изоляция на месте»;

2) извлечение конструкций, оборудования и графитовой кладки с последующей фиксацией в ПЗРО;

3) отказ от деятельности по выводу из эксплуатации ПУГР предприятия.

Приведенные и обобщенные в настоящей работе данные свидетельствуют о безопасности первого варианта вывода из эксплуатации ПУГР для окружающей среды и населения района расположения ФГУП «ПО «Маяк». Реальных альтернатив принимаемому решению по выполнению вывода из эксплуатации ПУГР на площадках их современного размещения не существует, и такое решение является наиболее приемлемым с экономической, социальной и экологической точки зрения.

Основываясь на результатах работы, разработки технологических процессов можно применять на других предприятиях, использующих промышленные, энергетические и исследовательские реакторные установки.

Использованные источники

Публикация о памятниках науки и техники [Электронный ресурс]// Центратомархив: [сайт]. [2012]. URL: http://atomarhiv.ru

Кузнецов, В. М. Производственное объединение «Маяк» (Челябинск-65). История объединения. Основные производства. Хранение радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива / В. М. Кузнецов // Радиационное наследие холодной войны / В. М. Кузнецов, А. Г. Назаров. – М.: Ключ-С, 2006. – С. 470-529.

Матвеенко, В. П. Реактор АВ-3. 50 лет назад… / В. П. Матвеенко // ПрО Маяк. - 2002. - № 39. - С. 3.

Маяк (производственное объединение) [Электронный ресурс]// Муниципальное казённое учреждение культуры Озёрского городского округа"Централизованная библиотечная система" [сайт]. [2008]. URL: http://www.libozersk.ru/

Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Производственное Объединение Маяк" [Электронный ресурс]//ПО «Маяк»: [сайт]. [2010]. URL: http://www.po-mayak.ru/

Глаголенко Ю.В., Дрожко Е.Г., Мокров Ю.Г. Особенности формирования радиоактивного загрязнения р. Течи // Вопр. радиационной безопасности. 2007. № 2. С. 27–36.

Материалы по оценке воздействия на окружающую среду намечаемой деятельности по выводу из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов предприятия АВ-1, АВ-2, АВ-3, А, АИ ФГУП «ПО «Маяк» [Электронный ресурс]// Озерский городской округ: [сайт]. URL: www.ozerskadm.ru

Санитарные требования к сбору, хранению, транспортированию и захоронению твердых радиоактивных отходов на ФГУП «ПО «Маяк»»: МУ 2.6.1.24-04. – http://ozerskadm.ru/upload/01092014/mat_obosn_lic_mayak.pdf

Проблемы ядерного наследия и пути их решения. Вывод из эксплуатации. — Под общей редакцией Л.А. Большова, Н.П. Лаверова, И.И. Линге. — Москва: 2015 — 316 с. — Т.3.

«Концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения», утвержденная Генеральным директором Госкорпорации «Росатом» 30.01.2008 г.

Былкин Б.К., Енговатов И.А. Вывод из эксплуатации реакторных установок. – М.: Наука и образование 2014. -228 с.

Код для цитирования: Скопировать