Помощь в учёбе, очень быстро...
Работаем вместе до победы

Обоснование метода сухого хранения отработавшего ядерного топлива АЭС с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-1000

Диссертация: Обоснование метода сухого хранения отработавшего ядерного топлива АЭС с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-1000
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Следует отметить, что в мире решением этой проблемы занимаются во многих странах. Однако, ряд принципиальных методических и практических вопросов, учитывающих особенности ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000, не нашел достаточного отражения в литературе. В ближайшие 50 лет особенно острой проблемой будет являться хранение отработавшего топлива реакторов РБМК. Поэтому целью работы является разработка… Читать ещё >

Содержание

  • ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ
  • ГЛАВА 1. ПРОБЛЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ
    • 1. 1. Современный этап ядерной энергетики
    • 1. 2. Хранилища отработавшего ядерного топлива
    • 1. 3. Задачи исследования
  • ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ МЕТОДОВ ХРАНЕНИЯ ОЯТ
    • 2. 1. Хранение ОЯТ в бассейнах под водой
    • 2. 2. Сухое хранение ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ВВЭР
    • 2. 3. Выбор варианта сухого хранилища ОЯТ
  • ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ ТЕПЛООБМЕНА В КАМЕРНОМ ХРАНИЛИЩЕ ОЯТ
    • 3. 1. Исследование процесса теплообмена на модели
    • 3. 2. Контур естественной циркуляции воздуха
    • 3. 3. Расчеты температурных режимов в камере хранения ОЯТ
    • 3. 4. Расчет температуры ограждающих конструкций
    • 3. 5. Выводы по главе 3
  • ГЛАВА 4. ИССЛЕДОВАНИЯ И НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ РЕШЕНИЯ, РАЗРАБОТАННЫЕ ПРИ СОЗДАНИИ СУХОГО ХРАНИЛИЩА ОЯТ КАМЕРНОГО ТИПА
    • 4. 1. Технологии обращения с ОЯТ РУ РБМК-1000 [48]
    • 4. 2. Технологии обращения с ОЯТ РУ ВВЭР
    • 4. 3. Технологический контроль и управление
  • ГЛАВА 5. РАДИАЦИОННАЯ И ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТ
    • 5. 1. Радиационная безопасность
    • 5. 2. Ядерная безопасность
    • 5. 3. Обращение с РАО."
    • 5. 4. Охрана окружающей среды
  • ГЛАВА 6. ОБОСНОВАНИЕ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ
  • ВЫВОДЫ

Обоснование метода сухого хранения отработавшего ядерного топлива АЭС с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-1000 (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Актуальность работы. В настоящее время в России эксплуатируются 11 блоков с реакторами РБМК-1000 и 9 блоков с реакторами ВВЭР-1000. Ядерно-энергетический комплекс обеспечивает энергетическую независимость и обороноспособность страны. Если в настоящее время доля энергопроизводства АЭС составляет -16% (-150 млрд. квт. ч), то к 2010 г. она должна вырасти до 18−20% (200 млрд. квт. ч) от общего энергопроизводства России. Дальнейшее развитие ядерной энергетики позволит сократить использование органического топлива и, в первую очередь, газа и нефти. Цена ядерного топлива в России ниже мировой в -3 раза, а газа — в ~6 раз, и при переходе на мировые цены стоимость электроэнергии АЭС возрастет в -1,5 раза, а газовой ТЭС в ~4 раза. Ядерная энергетика является более экологически безопасной и экономичной по сравнению с энергетикой на органическом топливе и её дальнейшее развитиезалог энергетической независимости России.

Темпы развития ядерной энергетики в значительной степени определяются внешними составляющими ядерного топливного цикла, в частности, долговременного хранения ОЯТ и его переработки. В 2000 г. в России было накоплено 15 тыс. т отработавшего топлива, в 2010 г. прогнозируется 23 тыс. т, а в 2025 г. — 33 тыс. т (по урану) [1,2].

Мощность радиохимического завода РТ-1 на ПО «Маяк» составляет 150 т. в год и в 2007 г. составит 400 т. в год. С пуском завода РТ-2 на Горнохимическом комбинате (ГХК) к 2025 г. суммарная мощность радиохимических заводов составит -1900 т/год (по урану) (см. рис. 1).

Наиболее значимые объемы ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 в настоящее время не перерабатываются и находятся на хранении «мокрым» способом в приреакторных бассейнах выдержки, промежуточных хранилищах на АЭС и централизованном хранилище в здании 1 на ГХК, которые близки к заполнению. Поскольку накопление отработавшего ядерного топлива существенно опережает возможности радиохимической переработки, то необходимым условием работы АЭС является его длительное контролируемое хранение. т.м. — тяжелый металл).

Из рис. 1 очевидно, насколько важное значение имеет хранение отработавшего ядерного топлива, по крайней мере, в ближайшие 50 лет.

Это определяет актуальность настоящей диссертационной работы, которая посвящена обоснованию метода сухого хранения отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000.

Следует отметить, что в мире решением этой проблемы занимаются во многих странах. Однако, ряд принципиальных методических и практических вопросов, учитывающих особенности ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000, не нашел достаточного отражения в литературе [3]. В ближайшие 50 лет особенно острой проблемой будет являться хранение отработавшего топлива реакторов РБМК. Поэтому целью работы является разработка научного обоснования методических основ и практических рекомендаций по созданию технологии, оптимизации параметров систем и схем обращения и размещения ОЯТ в процессе сухого хранения. Достижение указанной цели создает условия для повышения эффективности и безопасности хранилищ отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000.

Надежность и достоверность полученных результатов обеспечиваются применением апробированных методик экспериментальных исследований, современной контрольно-измерительной аппаратуры и электронно-вычислительной техники и подтверждается удовлетворительным совпадением расчетных данных с экспериментальными данными автора и других исследователей.

Научная новизна. В России отсутствуют сухие хранилища ОЯТ, а, следовательно, и опыт их создания. Поэтому исследования и научно-технические разработки для создания долговременного контролируемого сухого хранилища ОЯТ представляют научную новизну. Впервые в России проведен сравнительный анализ и технико-экономическая оценка методов сухого хранения, исследованы процессы теплопередачи в камере хранения ОЯТ. Разработана концепция и технология создания контролируемых 2-х физических барьеров при хранении ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000 в «сухом» хранилище камерного типа. Обоснованы методы и способы обеспечения ядерной и радиационной безопасности в процессе длительного сухого хранения.

В условиях снижения темпов строительства радиохимических заводов по переработке ОЯТ происходит значительное его накопление, а действующие хранилища «мокрого» типа близки к заполнению. Для снятия этой проблемы необходимо к 2009 г. создать дополнительные мощности по долговременному (до 50 лет) хранению ОЯТ. Исследования и научно-технические решения автора диссертации реализованы в проекте «сухого» хранилища камерного типа, которое в настоящее время сооружается на ГХК. В этом и состоит практическая значимость работы.

На защиту выносятся:

1. Результаты сравнительного анализа методов «сухого» хранения ОЯТ, разработка концепции и технологии создания 2-х контролируемых физических барьеров и выбор способа хранения ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000.

2. Научно-технические решения для обеспечения проекта «сухого» долговременного контролируемого хранилища ОЯТ камерного типа.

3. Результаты исследования процессов теплообмена в камерах «сухого» хранилища ОЯТ.

4. Технологии обращения с ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 на АЭС и в централизованном «сухом» хранилище.

5. Результаты исследований по обоснованию методов и способов обеспечения радиационной и ядерной безопасности «сухого» хранения ОЯТ.

6. Обоснование экономической эффективности разработанных метода и технологий «сухого» хранения ОЯТ.

Личный вклад автора. Автор исследовал состояние проблемы хранения.

ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000 в России, сформулировал концепцию контролируемых 2-х барьеров при хранении, обосновал «камерный» метод «сухого» хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) АЭС. Под руководством и при непосредственном участии автора разработаны следующие технологии обращения с ОЯТ на АЭС и в централизованном сухом хранилище: транспортирование, прием топлива, контроль глубины выгорания, подготовка к долговременному хранению (осушка, помещение ОЯТ в пеналы, заполнение азотом, герметизация барьеров безопасности пеналов и гнезд хранения).

Автор исследовал вопросы радиационной и ядерной безопасности и показал, что хранилище является глубоко подкритичной системой, а выбросы радиоактивных веществ в окружающее пространство на порядок ниже допустимых пределов при нормальных условиях эксплуатации и проектных авариях.

Личный вклад автора отражен в 12 публикациях и двух патентах на изобретение по теме диссертации.

Апробация работы. Основные положения и результаты работы неоднократно докладывались и обсуждались на заседаниях научно-технических советов Минатома России, Федерального агентства по атомной энергии, научно-исследовательских и эксплуатирующих организаций, а также на VII Международной конференции «Безопасность ядерных технологий» (СПб, 2004) и VIII Международной конференции «Безопасность ядерных технологий» (СПб, 2005), где получили высокую оценку экспертов.

Результаты исследований и разработок настоящей диссертации защищены патентами, опубликованы в журналах «Экология и атомная энергетика», «Физика и химия обработки материалов» и внедрены в проекте «сухого» хранилища отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 на ФГУП Горно-химический комбинат, который прошел согласование в надзорных органах, в Госэкспертизе России. Данное «сухое» хранилище в настоящее время находится на стадии строительства.

Результаты работы имеют большое народно-хозяйственное значение.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 6 глав и выводов, изложена на 172 страницах, иллюстрирована 50 рисунками, 33 таблицами.

Список литературы

содержит 81 наименование.

выводы.

1. Проведено обоснование метода сухого хранения отработавшего ядерного топлива АЭС с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-1000 в хранилище камерного типа на базе результатов проведенных расчетов и исследований.

2. Разработана концепция и технология создания 2-х контролируемых физических барьеров безопасности при хранении ОЯТ РБМК 1000 и ВВЭР-1000 в сухом хранилище камерного типа, включающая обоснование безопасности сухого хранения. Разработаны технологические схемы безопасного обращения с ОЯТ и его размещения в ХОТ и конструкции технических устройств, защищенных патентами.

3. Выявлены основные факторы, влияющие на безопасность сухого хранения, исследованы температурные режимы в камерах хранилища при естественной циркуляции охлаждающего воздуха. Доказано, что максимальные температуры на оболочках твэл не превышают допустимых пределов.

4. Исследованы вопросы радиационной и ядерной безопасности, разработаны технологии обеспечения герметичности барьеров безопасности, позволяющие снизить уровень выбросов радиоактивных веществ на порядок ниже допустимых пределов при обращении с ОЯТ на АЭС и в централизованном сухом хранилище. Обоснована геометрия размещения ОЯТ, гарантирующая сохранение хранилищем свойств глубоко подкритичной системой при нормальной эксплуатации и проектных авариях.

5. Обоснована экономическая эффективность разработанного проекта хранилища. Рассчитан чистый дисконтированный доход, который за все время хранения ОЯТ составит 12 333,4 млн руб. При этом себестоимость долговременного хранения составит: для ОЯТ РУ РБМК-1000 — 42,6 тыс. руб./т U в годдля ОЯТ РУ ВВЭР-1000 — 61,4 тыс. руб./т U в год, что значительно дешевле, чем себестоимость хранения ОЯТ в бассейне под водой.

6. Проведенные исследования, разработки и расчеты внедрены в проект самого крупного в мире «сухого» хранилища ОЯТ емкостью 37 785 т по урану, которое находится в стадии строительства.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Белая книга ядерной энергетики / Под ред. проф. Е. О. Адамова М.: НИКИЭТ, 2001.
  2. .А., Ганев И. Х. и др. Обращение с облученным топливом РБМК-1000 и ВВЭР-1000 при развитии ядерной энергетики // Атомная энергия. -2001.-Т. 90. -Вып. 2.
  3. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Spent fuel performance assessment and research. (Final report of a Co-ordinated research Project on Spent Fuel Performance Assessment and Research (SPAR) 1997−2001). IAEA-TECDOC-1343, Vienna. 2003.
  4. A.H. Обзор докладов МАГАТЭ по укреплению ядерной безопасности // Атомная техника за рубежом. 2004. — № 5.
  5. В.И., Симановский В. М. Проблемы обращения с отработавшим ядерным топливом АЭС // Экология и атомная энергетика: Научно-технический сб. Вып. 1. Сосновый Бор. 2005. С. 70−72.
  6. А.А. Мировая энергетика и Евразийское энергетическое пространство. М.: Энергоатомиздат, 1998.
  7. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Away-from-reactor storage concepts and their implementation (Proceedings of a Technical Committee meeting held in Vienna, 15−18 March 1993). IAEA-TECDOC-759, Vienna. 1994.
  8. Новая энергетическая политика России. / Под ред. Ю. К. Шафраника -М.: Энергоатомиздат, 1995.
  9. Основные положения энергетической стратегии России на период до 2020 года. М.: Минэнерго РФ, 2000.
  10. С. Разработка сооружения для промежуточного хранения отработавшего топлива в бетонных контейнерах. // Атомная техника за рубежом. -2003. № 8.
  11. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Одобрена Правительством Р. Ф. 25.05.2000 г. Протокол № 17. М.: 2000.
  12. Ф. Ф. Тихонов Н.С. Состояние и совершенствование хранения ОЯТ. // Атомная техника за рубежом. 1990. — № 10.
  13. Система обращения с топливом и хранение его на АЭС. Руководство МАГАТЭ по безопасности. SO-SG-DIO. Вена. Австрия. 1995.
  14. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Extended Storage of Spent Fuel. (Final Report of a Co-ordinated Research Programme (BEFAST-II), 1986−1991), IAEA-TECDOC-673, Vienna. 1992.
  15. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Further analysis of extended storage of spent fuel, IAEA-TECDOC-944,. Vienna. 1997.
  16. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Design of Spent Fuel Storage Facilities: A Safety Standard, Safety Series No. 116, IAEA, Vienna. 1994.
  17. Серия изданий по безопасности МАГАТЭ № 118. Оценка безопасности установок хранения отработавшего ядерного топлива. Вена. Австрия. 1994.
  18. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Behaviour of Spent Fuel Assemblies During Extended Storage, (Final Report of a Co-ordinated Research Programme on Befast, Phase 1,1981−1986), IAEA-TECDOC-414, Vienna. 1987.
  19. Storage of spent fuel from power reactors. Proceedings of a symposium held in Vienna, 9−13 November, 1998. IAEA-TECDOC-1089, July, 1999.
  20. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Durability of Spent Fuels and Facility components in Wet Storage. IAEA-TECDOC-1012, Vienna. -1998.
  21. B.C., Рязанов Б. Г. Проблемы и опыт обеспечения ядерной безопасности при хранении отработавшего топлива АЭС // Атомная энергия.2001.-Т. 91.-Вып. 4.
  22. В.И., Анисимов О. П. и др. Аспекты безопасности сухих хранилищ ОЯТ // Труды VIII Международной конференции «Безопасность ядерных технологий». СПб. 2005. С. 213−216.
  23. Peehs М., Garzarolli F., Goll W. Assessment of dry storage performance of spent LWR fuel assemblies with increasing burnup // Storage of Spent Fuel From. Power Reactors (Proc. Int. Symp. Vienna, 9−13 November 1998), IAEA-TECDOC-1089, Vienna. -1999.
  24. Buday G. Selection of the type of spent fuel storage at Paks NPP // Away-from-reactor storage concepts and their implementation (Proceedings of a Technical Committee meeting held in Vienna, 15−18 March 1993). IAEA-TECDOC-759, Vienna. 1994. — P. 57−66.
  25. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Dry storage test of WWER-440 fuel rod at Novo-Voronezh, Final Report, Working Material, IAEA-NEFW, Vienna.-2000.
  26. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Licensing Requirements for the Independent Storage of Spent Nuclear Fuel and High-Level Radioactive Waste, Rules and Regulations Title 10, Chapter 1, Part 72, USNRC, Washington DC (2001), Section 72.122 (h).
  27. Singer B. CASCAD dry storage concept for spent fuel // Away-from-reactor storage concepts and their implementation (Proceedings of a Technical Committee meeting held in Vienna, 15−18 March 1993). IAEA-TECDOC-759, Vienna. -1994.-P. 29−40.
  28. Miller, A.K. et al. Estimates of Zircaloy Integrity During Dry Storage of Spent Fuel // Electric Power Research Institute Rep. EPRI NP-6387. 1989.
  29. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Dry Cask Storage Characterization Project — Phase 1: CASTOR V/21 Cask Opening and Examination, Rep. NUREG/CR-6745, Washington DC. 2001.
  30. В.Г., Симановский B.M., Тихонов H.C. и др. Отчет о патентных исследованиях для сухого хранилища ОЯТ камерного типа. № 3309. СПб.: ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ», 2002.
  31. В.И., Сорокин В. Т. и др. Технология хранения и приповерхностного захоронения низко- и среднеактивных отходов // Сб. трудов VII Международной конференции. Безопасность ядерных технологий. СПб.: PRo Атом, 2004. С. 243−247.
  32. В.И. Обеспечение безопасности долговременного хранения отработанного ядерного топлива реакторов РБМК-1000 // Экология и атомная энергетика. Научно-технический сборник. Вып. 2. Сосновый Бор. 2005.
  33. В.И., Шафрова Н. П., Анисимов О. П. Экономика и безопасность длительного хранения ОЯТ // Труды VIII международной конференции. Безопасность ядерных технологий. СПб. 2005.
  34. В., Рязанов Б. Г. и др. Критические параметры делящихся материалов. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1984.
  35. В.А. Температурные режимы отработавших сборок тепловыделяющих элементов при их транспортировании и хранении. Автореф. дис. канд. техн. наук. JL: 1986.
  36. Peehs М., Bokelmann R., Fleisch J. Spent fuel dry storage in inert atmosphere // Proc. Third Int. Spent Fuel Storage Technology Symposium/Workshop, Vol.1.- 1986.
  37. .А., Калинкин В. И., Крицкий В. Г. и др. Экспериментальноеисследование поведения сталей при сухом хранении ОЯТ // Физика и химия обработки материалов. 2005. — № 5.
  38. Разработка материалов и сопровождение экспертной оценки проекта сухого хранилища: Отчет: / ВНИПИЭТ- Калинкин В. И., Тихонов Н. С., Тока-ренко А. И. Уч. № 0977/26−2004. СПб., 2004.
  39. В.И., Шведов А. А. и др. Проектные решения по обращению с ТРО на объекте в губе Андреева // Сборник трудов VII Международной конференции. Безопасность ядерных технологий. СПб.: Pro Атом, 2004.
  40. И.И., Рязанцев Е. П. Экологическая безопасность ядерно-энергетического комплекса России. -М.: Энергоатомиздат, 2000.
  41. Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла: ОПБ ОЯТЦ. НП-016−2000. М.: Госатомнадзор, 2000.
  42. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99): СП 2.6.1.799−99.-М.: Минздрав России, 2000.- 99 с.
  43. Пункты сухого хранения отработавшего ядерного топлива. Требования безопасности. НП-035−02. М.: Госатомнадзор, 2002.
  44. Разработка технологического процесса обращения с ОЯТ РБМК-1000 на атомных станциях и при транспортировании в сухое централизованное хранилище: Отчет: / ВНИПИЭТ- Калинкин В. И., Тихонов Н. С., Токаренко А. И. Уч. № 0977/31−2004. СПб., 2004.
  45. М.А., Михеева Н. М. Основы теплопередачи. М.: Энергия, 1973.
  46. Броулик и др. Модельные эксперименты для тесного хранилища отработавшего топлива. KFKI-ZR-6−352. Будапешт. Венгрия. 1982.
  47. А.Г. Теплообмен излучением. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1991.
  48. И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям. М.: Госэнергоиздат, 1960.
  49. X. Основные формулы и данные по теплообмену для инженеров. Справочник. М.: Атомиздат, 1979.
  50. Ю.К., Судаков А. В., Зубков А. А. и др. Работы ОАО «НПО ЦКТИ» по обоснованию тепловых режимов делящихся материалов и ОЯТ // Труды VII международной конференции. Безопасность ядерных технологий. PRO Атом. СПб., 2004.
  51. B.C. Теплофизические свойства материалов. Физматиздат. М.:1959.
  52. В.И. и др. Сухое хранилище облученного ядерного топлива. Проект. Инв. № 102−991, 02−3 351. СПб.: ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ», 2002.
  53. В.Н. Базовые эксперименты для целей ядерной безопасности. Аналитический обзор.- М.: ЦНИИатоминформ, 1990.
  54. Источники, эффекты и опасность ионизирующей радиации. Доклад НКДАР ООН за 1998 г. на Генеральной Ассамблее. T.l. -М.: Мир, 1992.
  55. Отработавшие тепловыделяющие сборки энергетических реакторов. Сухое хранение ОТВС РБМК-1000, ВВЭР-1000. Технические требования. ОСТ 95−10 585−2003.
  56. Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах атомной энергетики. ПНАЭ Г-14−029−91. М.: ГАН. 1991.
  57. Технология герметизации пеналов с ОЯТ в хранилище: Отчет: / ВНИПИЭТ- Калинкин В. И., Анисимов О. П., Токаренко А. И. Уч. № 0977/302 004. СПб., 2004.
  58. Основы государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности в РФ до 2010 года. Утверждены Президентом РФ 04.12.2003. ПР-2196. М. 2004.
  59. В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. -М.: Энергоатомиздат, 1982.
  60. Нормы 29. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): СП 2.6.1. 758−99.- М.: Минздрав РФ, 1999. 115 с.
  61. Руководство по установлению допустимых выбросов РАВ в атмосферу. Т.2 (технич. приложения, рекомендации для расчетов): ДВ-98. М.: Госкомэкологии РФ- Минатом РФ, 1999.
  62. В.М. и др. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. М.: Энергоатомиздат, 1983.
  63. Оптимизация компенсирующих мероприятий по обеспечению безопасности при проектных авариях в процессе загрузки и хранения ОТВС: Отчет:
  64. ВНИПИЭТ- Калинкин В. И., Дмитриев А. С., Крицкий В. Г. Уч. № 3376. СПб., 2003.
  65. Учет внешних воздействий природного и техногенного происхождения на ядерно- и радиационно-опасные объекты. ПНАЭ Г-05−035−94. М.: Госатомнадзор, 1995.
  66. В. И. Серов А.В., Васильев С. Н. Возможности снижения экологического риска при внедрении новых технологий регенерации ядерного топлива // Сборник трудов VII Международной конференции. Безопасность ядерных технологий. СПб.: Pro Атом, 2004.
  67. Федеральный закон. О радиационной безопасности населения. № 3-ФЗ. М.: 1996.
  68. Состояние радиационной безопасности в России. Радиационно-экологический паспорт. М.: Минздрав РФ, 1998.
  69. О состоянии окружающей природной среды в России в 1998 году. Государственный доклад. Госкомитет РФ по охране окружающей среды. М.: 1999.
  70. Федеральный закон. Об использовании атомной энергии. № 170-ФЗ. -М.: 1995.
  71. Методические рекомендации по оценке эффективности инвестиционных проектов. М.: Экономика, 2000.
  72. Экономические показатели анализа риска. // Атомная энергия. 1999. — т. 87. — Вып. 6.
  73. Wagner J.C., Parks C.V., Gould I.C. Technical Bases to Support Recommendations and Proposed Guidance for Expansion of ISG-8, Revision 1 // Interim Information Report (February 5). 2001.
  74. Wasywich K.M., Frost C.R. Update on the Canadian Experimental Program to Evaluate Used Fuel Integrity Under Dry-Storage Conditions // Proc. Second Int. Conf. on CANDU Fuel (Hastings, I .J., ed. Canadian Nuclear Society, Toronto. -1989.-P. 312−321.
Заполнить форму текущей работой

Пора сдавать?