Концептуальные подходы к решению проблемы долговременного

Хранения ОЯТ в регионе

В предыдущих разделах были рассмотрены проблемные вопросы, характеризующие современное состояние инфраструктуры по обращению с корабельным ОЯТ в регионе европейского Севера России. Если характеризовать эту инфраструктуру в целом, то можно отметить, что наиболее острым является вопрос обеспечения условий хранения большого количества ОЯТ, отвечающих современным требованиям по ядерной и радиационной безопасности. Практически все топливо, накопленное в регионе, хранится на объектах, которые не отвечают этим требованиям с точки зрения длительного хранения ОЯТ, а некоторые хранилища находятся в аварийном состоянии.

Кардинальным решением проблемы могло бы явиться транспортирование ОЯТ, накопленного в регионе, на ПО «Маяк» для переработки. Однако такое решение не может быть реализовано в полной мере в ближайшие годы, что обусловлено ограниченными возможности существующей инфраструктуры по обращению с ОЯТ как в регионе, так и в России в целом. Такие ограничения можно наглядно проиллюстрировать на примере данных, представленных в работе Контактной экспертной группы МАГАТЭ /101/. Согласно этим данным в современных условиях производственные мощности ПО «Маяк» позволяют переработать около 6800 ОТВС в год. В то же время, при планируемых Минатомом ежегодных темпах выгрузки ОЯТ из 21 АПЛ, находящихся в отстое, прогнозируемое количество топлива, выгружаемого из этих АПЛ, составляет примерно 9500 ОТВС в год. Это значит, что в течение нескольких лет ежегодно может вывозиться только часть ОЯТ, выгружаемого из реакторов АПЛ, ожидающих утилизации. Остальное ОЯТ, включая топливо, находящееся в хранилищах БТБ и ПТБ, будет оставаться в регионе. Кроме того, дополнительно будет поступать ОЯТ от плановых перезарядок атомных судов. Таким образом, несбалансированность инфраструктуры в части накопления, вывоза и переработки ОЯТ обусловливает объективную необходимость длительного хранения значительного количества топлива в регионе. Для решения этой проблемы, как отмечалось ранее, Минатомом России с привлечением ведущих предприятий и организаций отрасли и администраций регионов была сформирована концепция обращения с ОЯТ до 2020 г., которая подразумевает контейнерное хранение облученного топлива на срок не более 50-ти лет до создания необходимых мощностей для переработки ОЯТ /37/.

Данная концепция может быть представлена в виде общей схемы, приведенной на рис. 1.36. Приведенная схема отражает основную стратегию, которая заключается в том, что все ОЯТ (в т.ч. и дефектное) должно быть вывезено с территории региона /37/. Вместе с тем, вопрос о способе утилизации (переработка или захоронение) некоторых видов ОЯТ до сих пор остается открытым. Поэтому на схеме выделен поток ОЯТ, которое в настоящее время не принимается промышленностью на переработку. В зависимости от решения вопроса о способе утилизации, такое топливо после контейнерного хранения в регионе может быть либо транспортировано на ПО «Маяк» для переработки, либо направлено на захоронение или долговременное хранение в региональном хранилище.

 

 

Рис. 1.36. Общая схема обращения с корабельным ОЯТ в регионе европейского

Севера России

 

Более подробно схема обращения с ОЯТ представлена на рис. 1.37, на котором показаны основные потоки ОЯТ в период с 2002 г. по 2020 г. Остановимся несколько подробнее на некоторых элементах этой схемы.

Как отмечалось ранее, согласно опубликованным данным и по оценкам авторов монографии на объектах Северного флота на начало 2002 г. было накоплено 46240 ОТВС* атомных субмарин с реакторами водо-водяного типа и 9 отработанных выемных частей из реакторов АПЛ с ЖМТ. К этому времени на объектах Мурманского морского пароходства находилось примерно 5700 ОТВС ледокольного флота. До конца 2020 г. в результате плановых перезарядок атомных подводных лодок и атомных ледоколов прогнозируется накопление примерно 31100 ОТВС. Таким образом, суммарное количество ОЯТ, которое может быть накоплено в регионе на конец 2020 г. без учета вывоза топлива на переработку, составляет примерно 83200 ОТВС водо-водяных реакторов и 9 ОВЧ реакторов АПЛ с ЖМТ. Из всего количества ОЯТ, накопленного к этому времени, не менее 5030 ОТВС относятся к ОЯТ реакторов водо-водяного типа, которое в настоящее время не принимается промышленностью на переработку. К этой же категории относится ОЯТ, находящееся в составе ОВЧ реакторов АПЛ с ЖМТ.

В соответствии с концепцией контейнерного хранения ОЯТ для обеспечения современных требований экологической безопасности в области обращения с облученным топливом предполагается создание накопительных площадок для временного хранения контейнеров на следующих предприятиях /37,67,101/:

- РТП «Атомфлот» (Мурманск);

- СРЗ «Нерпа» (Снежногорск);

- СРЗ №10 (Полярный);

- ГМП «Звездочка» (Северодвинск).

Количество контейнеров, которое должно быть размещено на этих площадках, зависит от ряда факторов, основными из которых являются следующие:

- темпы вывоза ОЯТ на переработку;

- мощности по переработке ОЯТ на ПО «Маяк»;

- темпы выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ, содержащихся в отстое;

- динамика перегрузок реакторов действующих атомных судов;

- темпы выгрузки ОЯТ из хранилищ БТБ и ПТБ;

- тип контейнеров, которые будут использованы для временного хранения ОЯТ.

Указанные факторы, которые отражают основные проблемные вопросы в области обращения с ОЯТ в регионе, рассматривались в предыдущих разделах данной главы. Вместе с тем, представляется целесообразным остановиться на некоторых их них с точки зрения контейнерного хранения ОЯТ.

Первые два фактора в определенной степени взаимосвязаны, поскольку существующие ограничения в темпах вывоза обусловлены не только наличием транспортных средств, но также и возможностями производственных мощностей на перерабатывающем заводе ПО «Маяк».

 

Рис. 1.37. Потоки отработавшего ядерного топлива судовых ЯЭУ в сценарии контейнерного хранения с использованием

40-тонных металлобетонных контейнеров в период с 2002 г. по 2020 г.

Так, в работе /50/ отмечается, что в 2000 г. из Северного и Тихоокеанского регионов на ПО «Маяк» было отправлено 11 эшелонов с ОЯТ, которыми могло быть вывезено около 6500 ОТВС. Такое количество ОЯТ практически соответствует возможностям производственных мощностей по переработке корабельного ОЯТ на ПО «Маяк». Поэтому планируемое в последующие годы увеличение темпов вывоза ОЯТ до 18 эшелонов в год /50/ должно предполагать увеличение производственных мощностей на перерабатывающем заводе РТ-1 ПО «Маяк» и/или создание буферного хранилища на этом предприятии. Эти вопросы, по-видимому, реально могут быть решены после реконструкции завода РТ-1, проведение которой запланировано до 2005-2007 гг. /94/.

Напомним читателю, что при оценке динамики изменения количества ОЯТ, находящегося в регионе (см. раздел 1.4), было принято предположение о сохранении темпов вывоза ОЯТ, которые были достигнуты в 2000 г. При этом только частично были использованы возможности нового эшелона, который был принят в эксплуатацию осенью 2000 г. /6/. Характеристики потоков, приведенные на рис. 1.37, основаны на предположении о реально достижимых темпах вывоза, соответствующих существующим возможностям по переработке ОЯТ на ПО «Маяк». Такой подход, в частности, принят Контактной экспертной группой МАГАТЭ при анализе российской стратегии в области обращения с ОЯТ /101/. Количественные данные, характеризующие транспортирование ОЯТ в последние годы /37,50/, показывают, что темпы вывоза топлива из Северного и Тихоокеанского регионов соотносятся как 2: 1. С учетом того, что в современных условиях на переработку может быть принято 6825 ОТВС в год /101/, темпы вывоза ОЯТ из Северного региона могут составлять 4550 ОТВС в год. Для дифференцированного количественного описания потоков ОЯТ принято, что увеличение темпов вывоза ОЯТ, направлено, в основном, на решение проблемы обращения с ОЯТ военного флота. При этом темпы вывоза ОЯТ гражданского флота остаются на прежнем уровне. По оценке авторов монографии, выполненной на основе данных, приведенных в работе /6/ для периода с 1995 г. по апрель 2000 г., темпы вывоза ОЯТ ледокольного флота в среднем составляют примерно 330 ОТВС в год. С учетом этого предполагаемые темпы вывоза ОЯТ военного флота в период с 2002 г. по 2020 г. составляют 4220 ОТВС в год.

Говоря о темпах выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ, содержащихся в отстое, можно отметить, что фактически достигнутый уровень выгрузки ОЯТ по результатам работ в 2000-2001 гг. составил 18 АПЛ в год /50,103/. При этом в Северном регионе в 2000 г. было выгружено ОЯТ из реакторов 14 АПЛ /37/. По мнению специалистов Минатома /103/, достигнутые темпы выгрузки являются оптимальными, поскольку они увязаны с возможностями промышленной инфраструктуры обеспечения хранения, транспортирования и переработки ОЯТ. При этом концепция обращения с ОЯТ предполагает, что проблема выгрузки топлива из всех АПЛ отстоя должна быть решена к 2007 г. /37,50/. Это значит, что в период с 2002 г. до 2007 г. из реакторов АПЛ отстоя должно быть выгружено примерно 21000 ОТВС.

В этот же период на хранение будет поступать топливо от перезарядок действующих АПЛ. По оценке авторов монографии, результаты которой рассмотрены в разделе 1.4, до 2007 г. из этих АПЛ может быть выгружено около 6500 ОТВС, из которых примерно 1750 ОТВС будут иметь время выдержки 3 и более лет и также могут быть вывезены на переработку. В последующий период времени до конца 2020 г. прогнозируется выгрузка еще примерно 19800 ОТВС.

Одной из приоритетных задач в области обращения с ОЯТ в регионе является выгрузка топлива из хранилищ БТБ Северного флота, на которых в настоящее время находится примерно 22400 ОТВС. По мнению многих специалистов, дальнейшее хранение ОЯТ в условиях, не отвечающих современным требованиям к объектам подобного типа, может привести к повреждению и разрушению отдельных ОТВС. При извлечении таких сборок могут возникнуть серьезные технологические трудности, которые будут возрастать по мере увеличения времени выдержки /102/. Обеспечение надлежащих условий для хранения и подготовки к вывозу ОЯТ на ПО «Маяк» требует значительных затрат /104/. Указанные факторы обуславливают необходимость решения проблемы вывоза ОЯТ с БТБ Северного флота в кратчайшие сроки. Однако в настоящее время не представляется возможным приступить немедленно к выгрузке ОЯТ, в частности, из берегового хранилища в губе Андреева. Решение этой проблемы в значительной степени зависит от реализации проекта по созданию судна-контейнеровоза, поскольку вывоз ОЯТ с БТБ в губе Андреева, как и с БТБ в Гремихе, возможен только морским транспортом /6,101/. Норвегия согласилась поддержать разгрузку хранилища в губе Андреева /37/, в том числе строительство нового судна-контейнеровоза /101/, что закреплено в соответствующем двухстороннем соглашении /37/. Однако, из имеющихся в распоряжении Минатома России возможностей пока не удается выделить средства на разгрузку береговых хранилищ. Вместе с тем, учитывая актуальность рассматриваемой проблемы, можно полагать, что практическая реализация планов по разгрузке береговых хранилищ может начаться с 2007 г., когда будет решена задача по выгрузке ОЯТ из реакторов АПЛ отстоя, которой в настоящее время уделяется первоочередное внимание с точки зрения организационно-технического и финансового обеспечения.

В настоящее время из плавучих технических баз, находящихся в оперативном ведении Северного флота, только ПТБ проекта 2020 могут быт использованы для временного хранения облученного топлива. Эти ПТБ могут быть использованы как для выгрузки топлива из реакторов отстойных АПЛ, так и для хранения ОЯТ от перезарядок АПЛ, находящихся в эксплуатации. Можно полагать, что после решения проблемы выгрузки ОЯТ из АПЛ отстоя к 2007 г. ПТБ проекта 2020 в полной мере могут быть использованы для хранения ОЯТ из реакторов действующих АПЛ. Это позволяет обеспечить хранение и вывоз такого топлива на переработку без необходимости его дополнительного хранения в контейнерах на накопительных площадках в период с 2007 г. по 2020 г.

Современное состояние инфраструктуры по обращению с ОЯТ ледокольного флота обеспечивает хранение и регулярный вывоз ОЯТ, поступающего от перезарядок атомных судов гражданского флота. С точки зрения контейнерного хранения основная проблема состоит в выгрузке и хранении ОЯТ, которое в настоящее время не принимается промышленностью на переработку. Согласно данным работы /41/, к 2020 г. количество такого ОЯТ, находящегося в хранилищах ПТБ «Лотта» и «Лепсе», составит около 4000 ОТВС. Предполагается, что неперерабатываемое ОЯТ ледокольного флота должно быть перегружено из хранилищ ПТБ в 80-тонные металлобетонные контейнеры. Однако, учитывая, что такие контейнеры находятся еще в стадии разработки, сроки решения данной проблемы остаются неопределенными.

Таким образом, для оценки количества контейнеров, предназначенных для временного хранения ОЯТ на накопительных площадках, может быть рассмотрено два временных периода. Первый период, с 2002 г. до 2007 г., характеризуется концентрацией организационно-технических и финансовых ресурсов для решения проблемы выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ отстоя. В это период времени на переработку может быть направлено примерно 24000 ОТВС, включая ОЯТ от перезарядок действующих АПЛ и атомных ледоколов. В это же время на переработку должно быть направлено ОЯТ из хранилищ ПТБ Северного флота и Мурманского морского пароходства, количество которого на 2002 г. оценивается величиной 8500 ОТВС. Из этого количества примерно 3870 ОТВС относятся к неперерабатываемым типам ОЯТ ледокольного флота. При принятых темпах вывоза за рассматриваемый период времени из региона может быть вывезено 22750 ОТВС. С учетом этого для временного хранения ОЯТ на накопительных площадках потребуется примерно 120 контейнеров типа МБК-40 (МБК ВМФ), в каждом из которых размещается по 49 ОТВС.

Если полагать, что за указанный период времени не будет решена проблема разгрузки хранилищ БТБ Северного флота, то в период с 2007 г. по 2020 г. потребуется хранение и вывоз ОЯТ из этих хранилищ в количестве 22440 ОТВС. При этом необходимо учитывать, что в составе этого ОЯТ к 2020 г. по оценкам (см. раздел 1.6) может содержаться около 800 дефектных ОТВС, которые в настоящее время промышленностью на переработку не принимаются. Поэтому с береговых технических баз на переработку должно быть вывезено примерно 22000 ОТВС. С учетом топлива, поступающего от перезарядок действующих АПЛ и атомных ледоколов, и ОЯТ, которое к 2007 г. будет находиться в контейнерах на накопительных площадках, всего за указанный период времени должно быть вывезено примерно 55400 ОТВС. При принятых темпах вывоза такое количество ОЯТ может быть вывезено из региона до 2020 г. Это значит, что парк контейнеров, который может быть создан до 2007 г., обеспечивает временное хранение и вывоз перерабатываемого ОЯТ военного флота из региона на ПО «Маяк».

Кроме того, необходимо учитывать, что дополнительные контейнеры потребуются для хранения неперерабатываемого ОЯТ как военного, так и гражданского флотов. Согласно оценке авторов монографии, результаты которой рассмотрены в разделе 1.6, суммарное количество контейнеров типа МБК-40, необходимых для хранения такого топлива, составляет 169 единиц. Для ОЯТ реакторов АПЛ с ЖМТ в варианте его хранения в составе ОВЧ потребуется разработка и обоснование инженерно-технических решений по обеспечению условий безопасного длительного хранения ОВЧ.

Таким образом, в принятом сценарии накопления, хранения, вывоза и переработки ОЯТ суммарное количество контейнеров типа МБК-40, которые могут потребоваться для контейнерного хранения ОЯТ на накопительных площадках в регионе, составляет 289 единиц.

Следует заметить, что учет различных факторов, рассмотренных ранее, может оказывать различное влияние на потребность в контейнерах.

Так, например, как отмечается в работе специалистов ОКБМ им. И.И. Африкантова /102/, оптимизация темпов выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ отстоя позволяет сократить требуемое количество контейнеров и соответственно уменьшить финансовые затраты на их изготовление. Обратное влияние могут оказать опережающие темпы разгрузки береговых хранилищ Северного флота. В случае решения проблемы разгрузки береговых хранилищ одновременно с выгрузкой ОЯТ из АПЛ отстоя может возникнуть необходимость изготовления дополнительного количества контейнеров и их хранения на накопительных площадках.

Очевидно, что реализация планов реконструкции завода РТ-1, направленная на увеличение номенклатуры и объема переработки корабельного ОЯТ, позволит увеличить темпы вывоза ОЯТ на переработку и, соответственно, сократить потребность в контейнерах для временного хранения ОЯТ в регионе. Кроме того, уменьшению количества таких контейнеров может способствовать промышленное использование технологии отделения топливных частей ОТВС, позволяющей организовать двухъярусное хранение ОЯТ в 80-тонных контейнерах повышенной вместимости /102,105/.

Кратко резюмируя изложенные выше рассуждения, следует подчеркнуть, что организация контейнерного хранения ОЯТ в регионе является объективной необходимостью, обусловленной несбалансированностью различных элементов инфраструктуры по обращению с ОЯТ. Ограниченные возможности Минатома России не позволяют в полной мере реализовать и оптимизировать мероприятия, направленные на совершенствование этой инфраструктуры, без расширения сотрудничества с зарубежными партнерами. Ограниченность собственных ресурсов и зависимость от зарубежной финансовой помощи обуславливают значительную неопределенность в сроках реализации концепции обращения с ОЯТ в регионе, включая проблему длительного хранения ОЯТ.

Однако наибольшая неопределенность характерна для обращения с неперерабатываемым ОЯТ, сроки хранения которого в регионе могут превысить проектный ресурс металлобетонных контейнеров (50 лет). Для обеспечения современных требований экологической безопасности в области обращения с облученным топливом представляется целесообразным рассмотрение альтернативного варианта долговременного хранения такого ОЯТ в подземном хранилище, размещенном в геологических формациях региона. Можно заметить, что в работе Контактной экспертной группы МАГАТЭ /101/ хранение корабельного ОЯТ в специальных сооружениях рассматривается в качестве возможного варианта при определенном развитии сценария по обращению с ОЯТ в России.

Идея использования специфических свойств стабильных геологических формаций положена в основу концептуальных подходов, используемых в отечественной и зарубежной практике при решении проблемы обеспечения гарантированного уровня безопасности радиационно-опасных объектов /106-110 и др./. К таким объектам, в частности, относятся хранилища ОЯТ и радиоактивных отходов, для которых характерно значительное содержание долгоживущих радиотоксичных материалов. Результаты многочисленных исследований, выполненных в различных странах мира, показывают, что размещение таких объектов в подземных сооружениях позволяет обеспечить не только беспрецедентно высокий уровень их защиты от внешних воздействий природного и техногенного характера, но также и защиту окружающей среды и населения при различных, даже маловероятных, внутренних авариях.

Следует отметить, что задача изоляции долгоживущих РАО, образующихся на объектах атомно-энергетического комплекса региона европейского Севера России, в перспективе может стать одной из наиболее актуальных проблем обеспечения радиационной безопасности. Так, в работе авторов монографии /110/ показано, что при эксплуатации и выводе из эксплуатации реакторных установок Кольской АЭС и атомных судов в регионе может быть накоплено значительное количество долгоживущих радиоактивных отходов. Прогнозируемая радиологическая особенность таких отходов обуславливает объективную необходимость их долговременной изоляции от биосферы в подземном хранилище, размещаемом в стабильных геологических формациях на глубине 100 м и более. Поэтому создание подземного хранилища ОЯТ может рассматриваться в качестве составной части комплексной проблемы повышения радиационной безопасности окружающей среды и населения на основе использования уникальных свойств геологических формаций региона. Отдельные проблемные вопросы, связанные с созданием подземного хранилища ОЯТ в регионе, и пути их решения рассматриваются в следующих главах настоящей монографии.

Литература к главе 1

1. Ядерная энциклопедия / Гл. ред. А.А. Ярошинская. – М.: Благотворительный фонд Ярошинской, 1996, 656 с.

2. Довгуша В.В., Тихонов М.Н., Егоров Ю.Н. и др. Радиационная обстановка на Северо-Западе России. - Мурманск: Мурманское книжное издательство, 1999, 224 с.

3. Нильсен Т., Кудрик И., Никитин А. Северный флот. Потенциальный риск радиоактивного загрязнения региона. Доклад объединения «Беллуна», №2. – Осло: Изд-во «a.s. Joh. Nordahl trykken», 1996, 168 с.

4. Гладков Г.А. Создание реакторной установки для подводных лодок. - Атомная энергия, 1992, т.73, вып.4, с.319-321.

5. Гладков Г.А. Четыре поколения атомных субмарин. - Наука в России, 1999, №3, с. 54-58.

6. Атомная Арктика: проблемы и решения. Доклад объединения Bellona №3/ Бемер Н., Никитин А., Кудрик И., Нильсен Т., МакГаверн М.Х., Золотков А. - Изд-во: Nikolai Olsens Trykk AS, 2001, 111 с.

7. Российский подводный флот – www.submarina.ru

8. Колдобский А. Б. Стратегический подводный флот СССР и России: прошлое, настоящее, будущее. - www.submarina.ru

9. «Российская газета», 4 декабря 2001 г., №237-238 (2849-2850).

10. Юрасов Н.Н. Состояние нормативной базы обеспечения ядерной и радиационной безопасности при утилизации АПЛ. – Труды международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок», 4-9 июля 2001 г., г. Северодвинск. – Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», 2001, с. 15-18.

11. Научные проблемы и нерешенные задачи утилизации кораблей с ЯЭУ и экологической реабилитации обслуживающей инфраструктуры. – Тезисы докладов Международного научного семинара Россия-НАТО, Москва, Президиум РАН, 22-24 апреля 2002 г. – М., 2002, 93 с.

12. Northern Fleet reducing - nuclear safety increasing. – www.bellona.no/ru/ international/russia/navy/northern_fleet/decommissioning.

13. Булатов В.И. Россия: экология и армия. Геоэкологические проблемы ВПК и военно-оборонной деятельности. - Новосибирск: ЦЭРИС, 1999, 168 с.

14. Макаров В.И., Пологих Б.Г., Хлопкин Н.С. и др. Опыт создания и эксплуатации реакторных установок гражданских судов. - Атомная энергия, 2000, т.89, вып.3, с. 179-189.

15. Хлопкин Н.С., Митенков Ф.М., Мовшевич З.М. и др. Атомному ледоколу «Ленин» 25 лет. - Атомная энергия, 1984, т.57, вып.5, с. 317-320.

16. Африкантов И.И., Мордвинов Н.М., Новиков П.Д. и др. Опыт эксплуатации атомной установки ледокола «Ленин». - Атомная энергия, 1964, т.17, вып.5, с. 349-359.

17. Родионов Н.Н., Воробьев В.М. Безопасность атомной энергетической установки «Севморпуть». - Морской флот, 1989, №10, с. 32-35.

18. Рубцов П.М., Ружанский П.А. Оценка радиационных характеристик отработавшего топлива реакторов атомных подводных лодок и ледокола «Ленин», затопленных в районе архипелага Новая Земля. - Атомная энергия, 1996, т.81, вып.3, с. 212-219.

19. Атомная хроника России: №3 - июнь/октябрь 2000 г. - Печатная версия раздела новостей WEB-страницы объединения «Беллуна» в сети Интернет. – «Беллуна-Мурманск», 2000.

20. Митенков Ф.М. Перспективы использования корабельных реакторных установок. - Атомная энергия, 1994, т.76, вып.4, с. 318-326.

21. Головизнин А.М., Кузнецов В.А., Пологих Б.Г. и др. Судовые ядерные энергетические установки. Учебник для вузов /Под ред. В.А. Кузнецова. – М.: Атомиздат, 1976, 376 с.

22. Митенков Ф.М. Концепция и проектные решения реакторов нового поколения. - Атомная энергия, 1993, т.74, вып.4, с. 290-294.

23. Митенков Ф.М., Ардабьевский А.А., Васюков В.И. и др. Ядерная паропроизводящая установка повышенной безопасности типа КЛТ-40. - Энергетическое строительство, 1993, №5, с. 16-21.

24. Sinisoo M. Paldiski - radioactive waste and its disposal. - International Conference «Ecological security of the Baltic states, Nordic countries and North-West Russia», 30 March - 1 April, 1995, Lohusalu, Estonia. - Tallinn, 1995, p.81-88.

25. Behind the nuclear curtain: radioactive waste management in the former Soviet Union/ by Don J. Bradley: edited by David R. Payson. - Battelle Press, Columbus, USA, 1997, 716 p.

26. Пономарев-Степной Н.Н., Лунин Г.Л., Морозов А.Г. и др. Легководный ториевый реактор ВВЭР-Т. - Атомная энергия, 1998, т.85, вып.4, с. 263-277.

27. Бугреев М.И., Вахрушин М.П., Громов Б.Ф. и др. Проект поэтапного решения проблемы длительного хранения отработавшего ядерного топлива атомных подводных лодок с жидкометаллическим теплоносителем. - Труды международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок», 4-9 июля 2001 г., г. Северодвинск. – Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», 2001, с. 195-198.

28. Нильсен Т., Бомер Н. Источники радиоактивного загрязнения в Мурманской и Архангельской областях: Доклад объединения «Беллуна», версия 1. – Осло: Изд-во «a.s. Joh. Nordahl trykken», 1994, 157 с.

29. Ввод в эксплуатацию контейнера ТК-18 для вывоза отработавшего ядерного топлива транспортных установок./ Василенко Б.М., Косарев Ю.А., Тарасов В.А., Токаренко А.И. - Вопросы материаловедения, 1997, №6(12), с. 215-218.

30. Барсков М.К., Гаврилов С.Д., Смирнов П.Л. и др. О разрыве ядерного топливного цикла морских реакторов. - Материалы международного научного семинара «Анализ рисков, связанных с выводом из эксплуатации, хранением и утилизацией атомных подводных лодок», 24-26 ноября 1997 г., Москва. – М.: Изд-во «КомТех», 1999, с. 381-393.

31. Землянухин В.И., Ильенко Е.И., Кондратьев А.Н. и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1989, 280 с.

32. Орлов Ю.В., Нетеча М.Е., Шишкин В.А. и др. Радиационные обследования береговых технических баз Северо-Западного региона и проблема их реабилитации. - Труды международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок», 4-9 июля 2001 г., г. Северодвинск. – Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», 2001, с.148-150.

33. Ivanov В., Egorov N.N, Lebedev V.A. et al. On basic aspects of the Russian strategy for radioactive waste and spent nuclear fuel treatment - Moscow-St. Petersburg, 1999.

34. Бугреев М.И., Громов Б.Ф., Панкратов Д.В. и др. Проблемы утилизации активных зон и реакторных отсеков АПЛ с реакторами, охлаждаемыми свинцово-висмутовым теплоносителем. – Тезисы докладов Международного научного семинара Российской Академии наук и НАТО «Анализ рисков, связанных с выводом из эксплуатации, хранением и утилизацией атомных подводных лодок», Москва, 24-26 ноября 1997 г. М., 1997, с. 59-60.

35. Панкратов Д.В., Андреянов В.С., Бугреев М.И. и др. Проблемы длительного хранения выгруженного и невыгруженного отработавшего ядерного топлива АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем. – Тезисы докладов международного научного семинара «Научные проблемы и нерешенные задачи утилизации кораблей с ЯЭУ и экологической реабилитации обслуживающей инфраструктуры», 22-24 апреля 2002 г., Москва, с. 55-57.

36. Бугреев М.И., Громов Б.Ф., Панкратов Д.В. и др. Проблемы утилизации активных зон и реакторных отсеков АПЛ с реакторами, охлаждаемыми свинцово-висмутовым теплоносителем. – Материалы международного научного семинара «Анализ рисков, связанных с выводом из эксплуатации, хранением и утилизацией атомных подводных лодок», 24-26 ноября 1997 г., Москва. – М.: Изд-во «КомТех», 1999, с. 321-326.

37. Рузанкин А.Д. Стратегия обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом в Мурманской области. - Труды международной конференции "Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок", 4-9 июля 2001 г., г. Северодвинск. – Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», 2001, с. 52-56.

38. Калистратов Н.Я. Итоги и перспективы международного сотрудничества по утилизации АПЛ. – Там же, с. 38-40.

39. Саркисов А.А. Опыт международного сотрудничества в решении научных и инженерно-технических проблем утилизации российских атомных подводных лодок. - Тезисы докладов Международного научного семинара «Научные проблемы и нерешенные задачи утилизации кораблей с ЯЭУ и экологической реабилитации обслуживающей инфраструктуры», Москва, Президиум РАН, 22-24 апреля 2002 г. – М., 2002, с.23.

40. Калинин Р.И., Баринов В.Н., Богатов С.А. и др. Анализ радиационного потенциала выведенных из эксплуатации АПЛ и реакторных блоков. – Там же, с.57-59.

41. Рузанкин А.Д., Макеенко С.Г. Организационно-экономические проблемы обращения с радиоактивными отходами на европейском Севере России. - Апатиты, изд. Кольского научного центра РАН, 2000, 57 с.

42. Петров С.А. Проблема обеспечения безопасности ПЛА на плаву после вывода из эксплуатации. - Тезисы докладов Международного научного семинара «Научные проблемы и нерешенные задачи утилизации кораблей с ЯЭУ и экологической реабилитации обслуживающей инфраструктуры», Москва, Президиум РАН, 22-24 апреля 2002 г. – М., 2002, с.35-37.

43. Норвегия оплатит утилизацию российских многоцелевых АПЛ. -www.bellona.no/ru/international/russia/navy/northern_fleet/decommissioning.

44. Головинский С.А. Опыт работы плавтехбаз ОАО «ММП» в выгрузке ОЯТ утилизируемых АПЛ, пути совершенствования инфраструктуры выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ, выведенных из боевого состава ВМФ. - Труды международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок», 4-9 июля 2001 г., г. Северодвинск. – Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», 2001, с.158-160.

45. Выгрузка ядерного топлива из аварийного атомохода «Курск» завершена. ГТРК «Мурман»: Новости 22.02.2003. - http://Murman.RFN.ru/rnews.html

46. Комплекс по выгрузке ОЯТ в Северодвинске допущен к работе. - www.bellona.no/ru/international/russia/navy/northern_fleet/decommissioning.

47. The Northern Dimension Environmental Partnership (NDEP) - www.bellona.no/ru/international /russia/waste_mngment.

48. Государственный доклад «О состоянииокружающей природной среды
РоссийскойФедерациив 1999 году». - www.ecocom.ru/Gosdoklad99/Part5-1.

49. Пантелеев В.Н., Косьмин А.А., Корцун А.С. Анализ риска и меры обеспечения безопасности долговременного хранения на плаву выведенных из эксплуатации атомных подводных лодок Северного флота. – Материалы международного научного семинара «Анализ рисков, связанных с выводом из эксплуатации, хранением и утилизацией атомных подводных лодок», 24-26 ноября 1997 г., г. Москва. – М.: Изд-во «КомТех», 1999, с.55-58.

50. Лебедев В.А., Ахунов В.Д. Экологические проблемы утилизации АПЛ. - Труды международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок», 4-9 июля 2001 г., г. Северодвинск. - Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», 2002, с.4-8.

51. Анализ рисков, связанных с выводом из эксплуатации, хранением и утилизацией атомных подводных лодок. – Материалы международного научного семинара РАН – НАТО, Москва 1997. Под редакцией Саркисова А.А. – М.:, Изд-во «КомТех», 1999, 536 с.

52. Гаврилов С.Д., Егоров Ю.В., Ковалевич О.М. и др. Нормативно-правовые основы обеспечения ядерной и радиационной безопасности утилизации российских АПЛ и надводных кораблей с ЯЭУ. - Труды международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок», 4-9 июля 2001 г., г. Северодвинск. – Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», 2002, с.243-249.

53. Обеспечение экологической безопасности при реализации концепции и программы комплексной утилизации АПЛ/ Мазокин В.А., Габараев Б.А., Васильев А.П., Шишкин В.А. – Там же, с.19-25.

54. Концепция комплексной утилизации атомных подводных лодок и надводных кораблей с ядерными энергетическими установками. – www.inform-rao.ru/acr.thm.

55. Стеблин П.Г. Экологические проблемы утилизации АПЛ на ФГУП СРЗ «Нерпа». - Труды международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок», 4-9 июля 2001 г., г. Северодвинск. – Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», 2002, с.65-70.

56. «Короткие новости «Беллуны» от 17 июня 2002 г. – www.bellona.no/ ru/channel20405n25s125.html.

57. Ляшенко А.Г., Пушкаренко И.И., Визжачий В.Е. Организация выгрузки облученного ядерного топлива береговыми комплексами. - Труды международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок», 4-9 июля 2001 г., г. Северодвинск. – Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», 2002, с.211-219.

58. Кузнецов В.М. Основные проблемы и современное состояние предприятий ядерного топливного цикла Российской Федерации. – М., 2002 г., 259 с.

59. Козлов Ю.В., Сафутин В.Д., Тихонов Н.С. и др. Длительное хранение и транспортирование отработавшего ядерного топлива. - Атомная энергия, 2000, т.89, вып.4, с.273-284.

60. Дьяков А.С., Коробов В.К., Мясников Е.В. Утилизация атомных подводных лодок в США и России: сравнительный анализ. - Вопросы материаловедения, 1997, №2(8), с. 29-36.

61. Сандлер Н.Г., Аксенов В.И., Вавилкин В.Н. Повышение безопасности и оптимизация обращения с ОЯТ утилизируемых АПЛ. - Труды международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок», 4-9 июля 2001 г., г. Северодвинск. – Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», 2002, с.305-307.

62. Конкурсная комиссия предпочла «Ижорским заводам» «Севмашпредприятие». - Новости РБК от 19 апреля 2001 г. – www.rbc.ru.

63. Оценка экологической безопасности длительного хранения реакторных отсеков с радиоактивным оборудованием утилизируемых АПЛ/ Мазокин В.А., Борисов В.В., Нетеча М.Е., Орлов Ю.В.. - Материалы международного научного семинара «Анализ рисков, связанных с выводом из эксплуатации, хранением и утилизацией атомных подводных лодок», Москва, 24-26 ноября 1997 г.. – М.: Изд-во «КомТех», 1999 г., с.339-354.

64. Пологих Б.Г. Радиоэкологическая нагрузка на регион при утилизации АПЛ. - Труды международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок», Северодвинск 4-9 июля 2001 г. – Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», 2001, с.151-157.

65. Вавилкин В.Н., Сандлер Н.Г. Обеспечение безопасности хранения корабельных ЯЭУ снятых с эксплуатации АПЛ. - Тезисы докладов Международного научного семинара «Научные проблемы и нерешенные задачи утилизации кораблей с ЯЭУ и экологической реабилитации обслуживающей инфраструктуры», Москва, Президиум РАН, 22-24 апреля 2002 г. – М., 2002, с.39.

66. О допустимом радиоактивном загрязнении акваторий предприятий, осуществляющих утилизацию АПЛ/ Н.Л. Кучин, М.Н. Ганул, И.В. Сергеев, В.П. Струев. - Труды международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок», 4-9 июля 2001 г., Северодвинск. – Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», с.263-268.

67. Дунаев А.А. Инфраструктура выгрузка ОЯТ с утилизируемых АПЛ на ФГУП «МП Звездочка» в г. Северодвинске. – Там же, с.139-140.

68. Медико-биологические и методологические аспекты оценки радиоэкологического состояния территорий, связанных с утилизацией АПЛ, для их последующей реабилитации/ Довгуша В.В., Блехер А.Я., Жерновой В.Ф., Саенко С.А. - Тезисы докладов Международного научного семинара «Научные проблемы и нерешенные задачи утилизации кораблей с ЯЭУ и экологической реабилитации обслуживающей инфраструктуры», Москва, Президиум РАН, 22-24 апреля 2002 г. – М., 2002, с.61-62.

69. Захаров В.М., Беликов А.Д., Петров О.И. Оценка и прогноз радиационно-гигиенических последствий эксплуатации атомных объектов Военно-Морского флота. - Материалы международного семинара «Анализ рисков, связанных с выводом из эксплуатации, хранением и утилизацией атомных подводных лодок», Москва, 24-26 ноября 1997 г. – М.: Изд-во «КомТех», 1999 г., с.110-119.

70. Симановский Ю.М., Зембильготов Г.Г., Сафутин В.Д. и др. Радиационное воздействие на окружающую среду при обращении с ядерным топливом на утилизируемых АПЛ на ГМП «Звездочка». - Труды международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок», 4-9 июля 2001 г., Северодвинск. – Северодвинск: ФГУП НИПТБ «Онега», 2001, с.106-109.

71. Симановский Ю.М., Сафутин В.Д., Тихонов Н.С. и др. Радиационное воздействие на окружающую природную среду при обращении с ядерным топливом утилизируемых АПЛ. - Тезисы докладов Международного научного семинара «Научные проблемы и нерешенные задачи утилизации кораблей с ЯЭУ и экологической реабилитации обслуживающей инфраструктуры», Москва, Президиум РАН, 22-24 апреля 2002 г., с.53-54.

72. Хойбратен С. Оценка риска для выведенных из эксплуатации атомных подводных лодок с невыгруженным топливом. - Материалы международного семинара «Анализ рисков, связанных с выводом из эксплуатации, хранением и утилизацией атомных подводных лодок», Москва, 24-26 ноября 1997 г. – М.: Изд-во «КомТех», 1999 г., с.84-102.