Минимизация воздействия на население долгоживущих радионуклидов масштабной ядерной энергетики тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Асеев, Аркадий Георгиевич

• Асеев, Аркадий Георгиевич
• кандидат технических наук
• 2007

Оглавление диссертации кандидат технических наук Асеев, Аркадий Георгиевич

ВВЕДЕНИЕ.

1. ПОНЯТИЕ ОПАСНОСТИ И РИСКА, ИСТОРИЯ ВОПРОСА.

1.1. Некоторые особенности восприятия риска человеком.

1.2. Сравнение опасностей от производства атомной энергии с другими техногенными областями деятельности человека.

1.3. Некоторые результаты проведенного анализа.

2. СПОСОБЫ МИНИМИЗАЦИИ ОПАСНОСТИ ОТ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ.

2.1. Различные этапы ЯТЦ.

2.2. Пути минимизации количеств радионуклидов на различных этапах ЯТЦ.

2.3. Анализ некоторых свойств сырьевых радионуклидов.

2.3.1. Сравнение ядерных топливных циклов на различных видах топ л ива.

2.3.2. Некоторые причины интереса к ториевому топливному циклу.

2.4. Сравнение различных топливных циклов.

2.5. Формулирование задач исследования.

3. АНАЛИЗ РАЗЛИЧНЫХ МОДЕЛЕЙ ЯЭ.

3.1. Расчетная модель ЯЭ.

3.2. Анализ безопасности ЖСР.

3.3. Модель трехкомпонентной ядерной энергетики с U-Pu ЯТЦ.

3.3.1. Актиноиды в системе ЯЭ.

3.3.2. Продукты деления в системе ЯЭ.

3.4. Модель трехкомпонентной ядерной энергетики с ТЬ-иЯТЦ.

3.4.1. Актиноиды в системе ЯЭ.

3.4.2. Продукты деления в системе ЯЭ.

3.5. Модель трехкомпонентной ядерной энергетики с U-Pu-Th ЯТЦ.

3.5.1. Актиноиды в системе ЯЭ.

3.5.2. Продукты деления в системе ЯЭ.

3.6. Оценка опасности, связанной с радиоактивностью при добыче урана и тория.

3.7. Анализ и сравнение полученных результатов.

3.8. Окончательное захоронение.

3.8.1. U-Pu топливный цикл.

3.8.2. Th-U топливный цикл.

3.8.3. U-Th-Pu топливный цикл.

4. ОЦЕНКА ДОЛГОВРЕМЕННОЙ ОПАСНОСТИ ЯЭ.

4.1. Методика оценки долговременной опасности ЯЭ.

4.2. Рассмотрение наиболее опасных долгоживущих радионуклидов.

4.2.1. Плутоний.

4.3. Определение допустимых прозрачностей барьеров.

4.4. Оценка опасности долгоживущих радионуклидов.

4.5. Окончательное захоронение долгоживущих радионуклидов.

4.5.1. Оценка вероятности попадания в окружающую среду радиоактивных отходов из окончательного захоронения.

4.5.2. Потенциальные опасности от проникновения долгоживущих радионуклидов из мест окончательного захоронения.

4.5.3. Обобщающий анализ опасности окончательного захоронения.

5. НЕКОТОРЫЕ РЕКОМЕНДАЦИИ ПО СНИЖЕНИЮ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ

МАСШТАБНОЙ ЯЭ.

ВЫВОДЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Минимизация воздействия на население долгоживущих радионуклидов масштабной ядерной энергетики»

Одним из основных требований, предъявляемых к ядерной энергетике (ЯЭ), является ее безопасность. Длительная перспектива существования ядерной энергетики возможна только при выполнении этого требования.

Абсолютно безопасной ЯЭ не может существовать в принципе. Производству ядерной энергии всегда будет сопутствовать определенное количество радиационного излучения, связанной, в основном, с процессом расщепления ядерного топлива. Рассматривая безопасность ЯЭ, возможно говорить лишь о допустимо приемлемом уровне опасности.

Известно, что радиационная опасность продуктов деления в отработавшем ядерном топливе определяет общую радиационную опасность отработавшего ядерного топлива только первые 100 лет. Впоследствии их радиационная опасность снижается и достигает приемлемого уровня, сравнимого с уровнем радиационной опасности природного урана, через примерно 300 лет. Долговременная радиационная опасность вызвана исключительно актиноидами, в основном изотопами плутония и америция. Уровень радиационной опасности отработавшего ядерного топлива, сравнимый с уровнем радиационной опасности природного урана, достигается через времена более 100 000 лет [19].

Данная работа посвящена вопросу выяснения долговременной опасности масштабной ЯЭ.

Цель диссертационной работы. Количественная оценка теоретически возможных радиационных воздействий на население долгоживущих радионуклидов при функционировании масштабной ЯЭ.

Актуальность работы. В 2000 году МАГАТЭ [57], следуя резолюции Генеральной Ассамблеи ООН, инициировало «Международный проект инновационных ядерных реакторов и топливных циклов» (ИНПРО). Генеральная конференция МАГАТЭ пригласила «все заинтересованные государства-участники объединить усилия под эгидой МАГАТЭ в рассмотрении проблем ядерного топливного цикла, в частности, путем изучения инновационных ядерных технологий, защищенных от распространения ядерных материалов».

Ранее Президент Российской Федерации на Саммите Тысячелетия призвал государства-участников МАГАТЭ объединить свои усилия в создании инновационных ядерно-энергетических технологий, чтобы снизить риски распространения ядерных материалов и решить проблему радиоактивных отходов.

Данная работа посвящена рассмотрению способов минимизации количеств и активностей нарабатываемых радионуклидов в замкнутом ЯТЦ и оценки долговременной опасности ЯЭ. Это является актуальным в свете выполнения Федеральной Программы ядерной и радиационной безопасности и Международного проекта по инновационным реакторам и топливным циклам -ИНПРО [57], инициированного МАГАТЭ, в котором наша страна принимает активное участие.

Научная новизна диссертационной работы состоит в том, что впервые разработаны структурные многокомпонентные модели масштабной ЯЭ с перспективными замкнутыми топливными циклами, получены оценки количеств и активностей различных радионуклидов, которые характеризуют не сегодняшнее состояние ЯЭ, а перспективный вариант ее развития в виде трехкомпонентной структуры. Предложена методика минимизации количеств нарабатываемых опасных долгоживущих радионуклидов в системе ЯЭ при использовании жидкотопливных реакторов для трансмутации минорных актиноидов, проведено сравнение количеств и активностей радионуклидов для U-Pu, Th-U и U-Pu-Th замкнутых топливных циклов для трехкомпонентной структуры масштабной ЯЭ. Предложена новая методика оценки опасности долгоживущих радионуклидов. Автором разработаны рекомендации по улучшению приемлемости крупномасштабной ЯЭ.

Практическая ценность диссертации состоит в возможности использования результатов работы для оптимизации перспективных ЯТЦ по различным экономическим показателям и критериям нераспространения ядерных материалов. А также в выдаче рекомендаций по обеспечению радиационной приемлемости крупномасштабной ЯЭ и для создания в будущем такой структуры ЯЭ, которая будет максимально удовлетворять потребностям и требованиям общества и не будет вызывать в обществе необоснованных опасений, связанных с неопределенными последствиями использования ЯЭ в будущем [68]. Также полученные результаты могут быть использованы для задач оценки приемлемости других реакторных систем, например, типа БРЕСТ.

Содержание диссертационной работы изложено в 5 главах.

В первой главе рассмотрены понятия опасности и риска, история вопроса, восприятие человеком риска. Также представлено сравнение опасностей от производства атомной энергии с другими техногенными областями деятельности человека.

Во второй главе рассмотрены пути возможной минимизации опасности от ЯЭ. Рассмотрены этапы ЯТЦ и пути минимизации количеств радионуклидов на различных этапах ЯТЦ. Из анализа литературы и данных, полученных автором показано, что замкнутый топливный цикл нарабатывает радионуклидов значительно меньше, чем открытый ЯТЦ. Также здесь рассмотрены существующие сырьевые нуклиды для возможного использования в ЯЭ, представлено общее сравнение ЯТЦ на различных видах топлива. Исходя из этого рассмотрена целесообразность введения тория в ЯЭ.

В третьей главе разработаны различные модели ЯЭ для замкнутого ЯТЦ. В дополнение к существующим тепловым (TP) и быстрым реакторам (БР) рассмотрен жидкосолевой реактор (ЖСР). Представлен анализ безопасности ЖСР и анализ влияния процессов переработки топлива на окружающую среду и персонал. Предложены U-Pu, Th-U и U-Pu-Th модели трехкомпонентной ядерной энергетики, для каждой рассчитаны количества и соответствующие им активности актиноидов и продуктов деления на разных стадиях ЯТЦ. Представлены оценки опасности, связанные с радиоактивностью при добыче урана и тория.

В четвертой главе выполнена оценка долговременной опасности ЯЭ. Выделены и рассмотрены специфичные для трехкомпонентной системы масштабной ЯЭ наиболее опасные долгоживущие радионуклиды. Рассмотрены также допустимые прозрачности барьеров. Представлены оценки радиационной опасности от воздействия долгоживущих радионуклидов. Проанализированы вероятности попадания в окружающую среду радиоактивных отходов из окончательного захоронения, а также потенциальные опасности от проникновения долгоживущих радионуклидов из мест окончательного захоронения.

В пятой главе представлены рекомендации по снижению долговременной радиационной опасности масштабной ЯЭ.

Автор выносит на защиту: методика минимизации количеств нарабатываемых опасных долгоживущих радионуклидов в системе ЯЭ при использовании жидкотопливных реакторов для трансмутации минорных актиноидов;

- структурная модель трехкомпонентной структуры ЯЭ и определение параметров, соответствующих различным перспективным замкнутым топливным циклам;

- результаты анализа состава, количеств и активностей различных радионуклидов для перспективных вариантов ЯЭ с U-Pu, Th-U и U-Pu-Th топливными циклами для замкнутой структуры ЯЭ и их сравнение;

- определение специфичных для трехкомпонентной структуры ЯЭ наиболее опасных долгоживущих радионуклидов и оценки их опасности (количества и радиационные опасности);

- методика оценки радиационных последствий от воздействия долгоживущих радионуклидов;

- рекомендации по улучшению приемлемости крупномасштабной ЯЭ.

Достоверность и обоснованность представленных в диссертационной работе результатов определяется тем, что при анализе полученных результатов использованы основополагающие отечественные нормативы НРБ-99, а также зарубежные: публикации 23, 60, 61 и 72 МКРЗ, материалы МАГАТЭ и НКДАР ООН. Количества и активности радионуклидов рассчитаны с помощью расчетной системы ISTAR [34-36].

Личный вклад автора заключается:

• в разработке методики минимизации количеств нарабатываемых опасных долгоживущих радионуклидов в системе ЯЭ при использовании жидкосолевых реакторов для трансмутации минорных актиноидов;

• в разработке структурных моделей различных многокомпонентных замкнутых перспективных топливных циклов крупномасштабной ЯЭ;

• в получении систематической количественной информации по структурным моделям крупномасштабной ЯЭ;

• в оценке количеств и активностей различных радионуклидов, которые характеризуют перспективные варианты развития ЯЭ на основе замкнутых U-Pu, Th-U и Pu-Th-U топливных циклов;

• в проведении сравнительного анализа открытого и замкнутого топливных циклов;

• в оценке опасности, связанной с радиоактивностью при добыче тория и урана;

• в разработке методики оценки и определения списка наиболее опасных специфичных для многокомпонентной структуры масштабной ЯЭ долгоживущих радионуклидов с учетом их нарабатываемых количеств, радиационной и биологической опасностей;

• в разработке рекомендаций по снижению долговременной радиационной опасности масштабной ЯЭ.

По теме диссертации опубликованы следующие работы: 1. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка уровня защищенности общества от некоторых опасных продуктов деления// "Проблемы безопасности ядерно-энергетических установок." IX семинар по проблемам физики реакторов, б/о "Волга-95", 4-8 сентября 1995г.: В сб. трудов. -Москва: МИФИ, 1995. -т.1, -с.32-33.

2. Асеев А.Г., Субботин С.А. Потенциальная опасность от долгоживущих продуктов деления// "Третий съезд по радиационным исследованиям. Радиобиология. Радиоэкология. Радиационная безопасность." Москва, 14-17 октября 1997г.: Тезисы докладов. -Пущино: ИТЭБ РАН, 1997. -т.1, -с.272-273.

3. Асеев А.Г., Субботин С.А. Обоснование приемлемости плутония как необходимого элемента развития ядерной энергетики// Международный форум «Молодежь и плутониевая проблема», Обнинск, 4-10 июля 1998г.: Тезисы докладов. -Обнинск: ФЭИ, 1998. -с.47-50.

4. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка достаточности современных технологий для защиты окружающей среды от долгоживущих радионуклидов: Препринт ИАЭ-6064/5,- Москва: РНЦ «Курчатовский институт».- 1998. -46с.

5. P.N. Alekseev, A.G. Aseev, R. Ya. Zakirov, V.V. Ignatiev e.a. Concept of the cascade subcritical molten salt reactor (CSMSR) for harmonization of the nuclear fuel cycle: Препринт ИАЭ -6110/3.- Москва: РНЦ «Курчатовский институт»,-1998.-16с.

6. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка и сравнение потенциальной опасности плутония// Известия вузов. Ядерная энергетика.-1999.-№2. -с.39-47.

7. Асеев А.Г., Субботин С.А. Сравнение нейтронных характеристик и радиотоксичности U-Th и U-Pu топливных циклов// Международный конгресс "Энергетика - 3000", Обнинск, 16- 20 октября 2000г.: Тезисы докладов.- Обнинск: ИАТЭ, 2000.-c.30.

8. Асеев А.Г., Дудников А.А., Субботин С.А. Сравнение потенциальной опасности U-Pu, Th-U и Th-U-Pu топливных циклов в трехкомпонентной структуре ЯЭ// Международная научно-техническая конференция "Атомная энергетика и топливные циклы", Москва-Димитровград, 1-5 декабря 2003г. -Москва: НИКИЭТ, 2003. -с.23-24.

9. Асеев А.Г. Оценка количества и активности радионуклидов для разных топливных циклов трехкомпонентной структуры ядерной энергетики// Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 3,-с.214-221.

Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы были доложены и обсуждены на следующих конференциях и семинарах:

• " "Проблемы безопасности ядерно-энергетических установок" (Москва, МИФИ, "Волга-95", 1995 г.);

• "Третий съезд по радиационным исследованиям. Радиобиология. Радиоэкология. Радиационная безопасность" (Москва, 14-17 октября 1997 г.);

• Международный форум "Молодежь и плутониевая проблема" (Обнинск, 4-10 июля 1998 г.);

• Международный конгресс "Энергетика - 3000" (Обнинск, 16-20 октября 2000 г.);

• Международная научно-техническая конференция "Атомная энергетика и топливные циклы" (Москва-Димитровград, 1-5 декабря 2003 г.).

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ АЭС - атомная электро станция; БР - быстрый реактор;

ВПБ - выдержка и переработка топлива быстрого реактора;

ВПБА - выдержка и переработка топлива активной зоны быстрого реактора;

ВПБЭ - выдержка и переработка топлива экрана быстрого реактора;

ВПТ - выдержка и переработка топлива теплового реактора;

ДНК- дезоксирибонуклеиновая кислота;

ЖКТ-желудочно-кишечный тракт;

ЖСР - жидкосолевой реактор;

МА - минорные актиноиды;

МАГАТЭ - международное агентство по атомной энергии;

МКРЗ - международная комиссия по радиологической защите;

НКДАР - научный комитет по действию атомной радиации;

ОС - окружающая среда;

ОЯТ - отработанное ядерное топливо;

ПГП - предел годового поступления радионуклида;

РАО - радиоактивные отходы;

СМИ - средства массовой информации;

TP - тепловой реактор;

УЕАТ - уровень естественной активности тория;

УЕАТУ - уровень естественной активности тория и урана;

УЕАУ - уровень естественной активности урана;

ХЛБ - хроническая лучевая болезнь;

ЯТЦ - ядерный топливный цикл;

ЯЭ - ядерная энергетика;

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка;

LWR - легководный реактор;

ИНПРО - международный проект по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам;

PWR - энергетический реактор с водой под давлением;

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Асеев, Аркадий Георгиевич

ВЫВОДЫ

1. Для минимизации количеств образующихся радионуклидов и более полного расщепления топливных нуклидов необходимо использовать замкнутый топливный цикл с дожиганием минорных актиноидов. Для этой цели автором в работе рассмотрена трехкомпонентная структура ЯЭ.

2. Сравнение топливных циклов трехкомпонентной ЯЭ показывает, что для радионуклидов с периодами полураспада от 1 суток до 1000 лет по равновесным количествам и суммарным относительным активностям, рассчитанным исходя из концепции эквивалентного захоронения, оптимальным является U-Pu топливный цикл. При наименьшей относительной активности равновесные количества радионуклидов в U-Pu топливном цикле имеют большие величины за счет актиноидов, чем в других топливных циклах. При рассмотрении радионуклидов с периодом полураспада больше 1000 лет более предпочтителен U-Th топливный цикл.

3. Суммарная активность продуктов деления в обоих топливных циклах сравнима с активностью актиноидов (в U-Pu и U-Th). Суммарная относительная активность продуктов деления в U-Th топливном цикле примерно в 3 раза выше, чем в U-Pu топливном цикле. Равновесные количества по массе продуктов деления примерно сравнимы. Показано, что суммарная относительная активность актиноидов в U-Th топливном цикле примерно в 3 раза выше, чем в U-Pu топливном цикле. При этом равновесное количество актиноидов в U-Th топливном цикле примерно в 2 раза ниже, по сравнению с U-Pu циклом.

4. Наибольшую долговременную радиационную опасность всего ЯТЦ для населения будут представлять урановые рудники. Для U-Pu топливного цикла основным источником долговременной радиационной опасности будет радон.

5. Оптимальным топливным циклом для многокомпонентной структуры ЯЭ является U-Pu-Th топливный цикл. Он позволяет совместить в себе преимущества U-Pu цикла при обращении с радионуклидами, имеющими период полураспада от 1 сут до 1000 лет, и преимущества Th-U цикла при обращении с нуклидами, имеющими период полураспада более 1000 лет, а также преимущества при добыче тория.

6. Поскольку наибольшие материальные затраты при создании многокомпонентной структуры ЯЭ требуются для защиты людей и окружающей среды от радионуклидов с периодами полураспада от 1 сут до 1000 лет, то U-Pu топливный цикл имеет некоторые экономические преимущества по сравнению с U-Th и U-Pu-Th ЯТЦ.

7. Любой из рассмотренных замкнутых топливных циклов трехкомпонентной структуры ядерной энергетики является приемлемым по количеству образующихся специфических долгоживущих радионуклидов и не представляет опасности для человечества как вида в целом.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Асеев, Аркадий Георгиевич, 2007 год

1. Радиация, дозы, эффекты, риск: Пер. с англ. -М.: Мир, 1990, -с.14, 16, 73, 75.

2. Демин В.Ф., Кутьков В.А. Экономические показатели анализа риска// Атомная Энергия, 1999. -т. 87, вып. 6, -с.486-494, 486,489.

3. Источники, Эффекты и опасность ионизирующей радиации: Доклад НКДАР ООН за 1988 г. на Генеральной ассамблее, том1. -М.: Мир, 1992, -с.424, 234, таб.33.

4. Trafford К. Communicating risks: some practical insights// Nuclear Europe Worldscan, 1999,1(2), p.30-31.

5. Бюллетень МАГАТЭ. Вена, Австрия, том 42, № 2,2000, р.47,28.

6. Д.А. Крылов. Оценки воздействия на здоровье людей АЭС и ТЭС на угле и природном газе// Радиация, экология и здоровье человека, т. 15, № 4, 2000, -с.28-44.

7. Субботин С.А. Сжигание актиноидов. Изотопы: свойства, получение, применение. Под ред. В.Ю. Баранова. -М.: ИздАТ, 2000, -с.434-445.

8. Ю.Субботин С.А., Зверков Ю.А., Стукалов В.А. и др. Анализ мировыхтенденций и перспектив использования тория в ЯЭ. Отчет по договору N 18 от 01.07.92. Инв. N 92/013. Москва, 1992, -с.3-11.

9. П.Сильва X. Дж. Использование тория в ядерных реакторах. -М.: Атомиздат, ДСП, 1978.

10. Техно логические аспекты ядерных систем с воспроизводством топлива: Пер. с англ./ Под ред. Г.С.Бауэра, А.Макдоналда. -М.: Энергоиздат, 1988. -с.280.

11. Мурогов В.М., Троянов М.Ф., Шмелев А.Н. Использование тория в ядерных реакторах. -М.: Энергоатомиздат, 1983. -с.96.

12. Н.Карпов В. А. Медленные физические процессы в тепловых гелийохлаждаемых реакторах. -М.: Энергоатомиздат, 1990.-с.264.

13. Эмсли Дж. Элементы. -М.: Мир, 1993, -с.196-197, 202-203.

14. Вредные химические вещества. Радиоактивные вещества. Справочник под ред. акад. J1.A. Ильина. -JL: Химия, 1990, -с. 173-180.

15. Глинка H.JL. Общая химия: Учебное пособие для вузов.- 22-е изд., испр. / Под ред. Рабиновича В.А. -JL: Химия, 1982, -с.644.

16. Schapira J.P., Singhal R.K. Radiological Impact at the Extraction Stage of the Thorium Fuel Cycle//Nucl. Technol., 1999, V. 128, № 1, -p.25-34.

17. Physics and Safety of Transmutation Systems. A Status Report. ISBN 92-6401082-3, OECD 2006, NEA № 6090, -p.7-15.

18. Воробьев Г.В., Дмитриев A.M. и др. Плутоний в России. Работа выполнена под руководством члена-корр. РАН проф. А.В. Яблокова. -М.: Центркоординации и информации СоЭС, 1994, -с.7, 16-17, 17, 39, 30, 31, 52, 9,4445,52-53, 102-117.

19. Физические величины: Справочник. А.П. Бабичев, Н.А. Бабушкина и др.; Под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. -М.: Энергоатомиздат, 1991, -с. 1040,1180,1038.

20. Уикер Ф. У. Экологические эффекты присутствия трансурановых элементов в наземной среде. Трансурановые элементы в окружающей среде. Под ред. У.С. Хэнсона. -М.: Энергоатомиздат, 1985, -с.274-298.

21. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере: Справочник. -М.: Энергоатомиздат, 1991, -с.184, 167-174,

22. Токарская З.Б., Жунтова Г.В. Плутоний и рак легкого у работников атомной промышленности. Международный форум Молодежь и плутониевая проблема.: Тезисы докладов, Обнинск, 4-10 июля 1998. -Обнинск: ФЭИ, 1998. -с.119-122.

23. Публ. 23 МКРЗ. -М.: Медицина, 1977, -с.334.

24. Гарднер Г. Ядерное нераспространение. -М.: МИФИ, 1995, -с.21.

25. Tyler G., Miller Jr. Living in the environment. An Introduction to Environmental Science / Sixth Edition. Wadsworth Publishing Company Belmont, California, 1990.

26. Международный форум Молодежь и плутониевая проблема.: Тезисы докладов, Обнинск, 4-10 июля 1998. -Обнинск: ФЭИ, 1998.

27. Макхиджани А., Макхиджани Э. Ядерные материалы сквозь тусклое стекло? Технические и политические аспекты утилизации плутония и высокообогащенного урана. -М.: Атомиздат, 1995, -с.23.

28. Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.Б. Теория ядерных реакторов. Т.1. Элементарная теория реакторов: Учебник для вузов. -М.: Атомиздат, 1978.

29. Алексеев П.Н., Васильев А.В., Дудников А.А., Субботин С.А. Тестовая модель каскадного подкритического жидкосолевого реактора-пережигателя долгоживущих РАО ядерной энергетики: Препринт ИАЭ-6199/5.- Москва: РНЦ «Курчатовский институт».-2000. -36с.

30. Алексеев П.Н., Васильев А.В., Микитюк К.О., Фомиченко П.А. "Принципы и алгоритмы комплексного моделирования каскадного подкритического жидкосолевого реактора". Отчет РНЦ КИ (№ 35-410-4/125), 2001 г.

31. Уилкинсон P., Райнш M. Справочник алгоритмов на языке АЛГОЛ. Линейная алгебра. М., Машиностроение, 1976.

32. MCNP A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5. X-5 Monte Carlo Team. Los Alamos National Laboratory Report LA-UR-03-1987, April 2003.

33. NJOY99.0 Code System For Producing Pointwise And Multigroup Neutron And Photon Cross Sections From ENDF/B Data. RSICC Peripheral Shielding Routine Collection. Oak Ridge National Laboratory. Documentation for PSR-480/NJOY99.0 Code Package, March 2000.

34. ENDF-102 Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6. Cross Section Evaluation Working Group. National Nuclear Data

35. Center. Brookhaven National Laboratory Report BNL-NCS-44945, Rev.2/97, February 1997.

36. Новиков B.M., Слесарев И.С., Алексеев П.Н. и др. Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок). -М.: Энергоатомиздат, 1993.

37. Майр Э., Айала Ф., Дикерсон Р., Шопф У., Валентайн Дж., Мэй Р., Мейнард Смит Дж., Уошберн Ш. и Левонтин Р. Эволюция. Пер. с англ. -М.: Мир, 1981, -с.148-150, 73.

38. Ионизирующее излучение: источники и биологические эффекты. Научный комитет Организации Объединенных наций по действию атомной радиации. Доклад за 1982 год Генеральной Ассамблее (с приложениями) в двух томах. Том 2. Нью Йорк, 1982, -с.459,198,205.

39. Радиационная безопасность. Рекомендации Международной Комиссии по Радиологической Защите 1990 года. Публикация 60, часть 2, -М.: Энергоатомиздат, 1994.-192с.

40. Cohen В. L. The disposal of Radiative Wastes from Fission Reactors // Scientific American, June 1977, v. 236, No. 6, pp. 21-28.

41. Краткие научные основы рекомендуемых методов обращения с радиоактивными отходами. Ордена Ленина Всесоюзный научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара, -М.: 1989.

42. Страны мира: Справочник. М.: Политиздат, 1975.

43. Hitoshi Ihara at all. JNDC FP Decay and Yield Data./ JAERI M9717. Tokai, 1981.

44. Справочник по ядерной физике. Пер. с английского. Под ред. акад. Л.А. Арцимовича. -М.: Физматгиз, 1963, -с.34-129.

45. Кафедра общей ядерной физики физического факультета МГУ: http://nuclphys.sinp.msu.ru/radiation/rad 9.htm

46. Radiological Toolbox. Codes, Version Date: December 31,2003. http://ordose.ornl.gov/downloads.html

47. Радиация и безопасность человека. Санитарные нормы и правила. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность, Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Библиотечка "Российской Газеты". Выпуск 16,2001.-193с.

48. Гуськова А.К. Атомная отрасль страны глазами врача. -М.: Реальное Время, 2004.-240с.

49. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций. Учебное пособие. Под общей редакцией В.А. Кутькова, Москва - Обнинск: Атомтехэнерго, ИАТЭ, 2003.

50. Бабаев Н.С., Меркушкин А.О., Очкин А.В., Ровный С.И. Расчет времени установления радиационной эквивалентности высокоактивных отходов// Атомная энергия, 2005, т. 98, вып. 2, -с. 123-129.

51. GUIDANCE FOR THE EVALUATION OF INNOVATIVE NUCLEAR REACTORS AND FUEL CYCLES: REPORT OF PHASE 1A OF THE INTERNATIONAL PROJECT ON INNOVATIVE NUCLEAR REACTORS AND FUEL CYCLES (INPRO). IAEA, VIENNA, 2003.

52. Асеев А.Г., Субботин С.А. Обоснование приемлемости плутония как необходимого элемента развития ядерной энергетики// Международный форум «Молодежь и плутониевая проблема», Обнинск, 4-10 июля 1998г.: Тезисы докладов. -Обнинск: ФЭИ, 1998. -с.47-50.

53. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка достаточности современных технологий для защиты окружающей среды от долгоживущих радионуклидов: Препринт ИАЭ-6064/5.- Москва: РНЦ «Курчатовский институт». -1998. -46с.

54. P.N. Alekseev, A.G. Aseev, R. Ya. Zakirov, V.V. Ignatiev e.a. Concept of the cascade subcritical molten salt reactor (CSMSR) for harmonization of the nuclear fuel cycle: Препринт ИАЭ -6110/3. -Москва: РНЦ «Курчатовский институт». -1998.-16с.

55. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка и сравнение потенциальной опасности плутония// Известия вузов. Ядерная энергетика. -1999. -№2. -с.39-47.

56. Асеев А.Г., Субботин С.А. Сравнение нейтронных характеристик и радиотоксичности U-Th и U-Pu топливных циклов// Международный конгресс "Энергетика 3000", Обнинск, 16- 20 октября 2000г.: Тезисы докладов. - Обнинск: ИАТЭ, 2000. -с.ЗО.

57. Асеев А.Г., Субботин С.А. Оценка потенциальной возможности мутаций молекул ДНК от радиационного воздействия долгоживущих продуктов деления: Препринт ИАЭ-6372/3.- Москва: РНЦ «Курчатовский институт».-2005.-21с.

58. Асеев А.Г. Оценка потенциала радиационной опасности от долгоживущих продуктов деления // Московская конференция "Студенческая научная осень-94": Тезисы докладов. -Москва: МИФИ, 1995, -с.55.

59. Будущее атомной энергетики. Междисциплинарное исследование Массачусетского исследовательского института, 2005г.-154с.

60. Булдаков Л.А., Калистратова B.C. Радиационное воздействие на организм -положительные эффекты. -М.: Информ Атом, 2005.-256с.

61. Асеев А.Г. Оценка количества и активности радионуклидов для разных топливных циклов трехкомпонентной структуры ядерной энергетики// Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 3, -с.214-221.

62. Project Gewahr 1985. Feasibility and Safety studies for the final disposal of radioactive wastes in Switzerland. Nagra, Baden, Switzerland, 1985.

63. SKI Project-90. Swedish Nuclear Power Inspectorate. SKI Technical Report 91:23. Stockholm, Sweden, 1991.

64. N. Cadelli, G. Cottone, S. Orlowski, G. Bertozzi e.a. Performance Assessment of Geological Isolation Systems for Radioactive Waste. Summary CEC Report EUR 11775 En. Commission of the European Communities, Luxembourg, 1988.

65. The Scientific and Regulatory Basis for the Geological Disposal of Radioactive Waste. Edited by D. Savage, John Wiley & Sons. Inc., 605 Third Avenue, New York, NY 10158-0012, USA, 1995.

66. Safety Principles and Technical Criteria for the Underground Disposal of High Level Radioactive Wastes. IAEA Safety Series Report N 99, IAEA, Vienna, Austria, 1989.

67. Joint Statement by President George W. Bush and President V.V. Putin on Cooperation in the Peasefiil Uses of Nuclear Energy and Countering Nuclear Proliferation, St. Petersburg, Russia, 15 July 2006. http://gen-iv.ne.doe.gov/