Обоснование метода сухого хранения отработавшего ядерного топлива АЭС с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-1000 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Калинкин, Владимир Ильич

• Калинкин, Владимир Ильич
• кандидат технических наук
• 2007

Оглавление диссертации кандидат технических наук Калинкин, Владимир Ильич

ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

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-1000.

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-1000.

4.3 Технологический контроль и управление.

ГЛАВА 5 РАДИАЦИОННАЯ И ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ.

5.1 Радиационная безопасность.

5.2 Ядерная безопасность.

5.3 Обращение с РАО.".

5.4 Охрана окружающей среды.

ГЛАВА 6 ОБОСНОВАНИЕ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ.

ВЫВОДЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обоснование метода сухого хранения отработавшего ядерного топлива АЭС с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-1000»

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 развитие -залог 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.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Калинкин, Владимир Ильич

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 12333,4 млн.руб. При этом себестоимость долговременного хранения составит: для ОЯТ РУ РБМК-1000 - 42,6 тыс. руб./т U в год; для 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 37785 т по урану, которое находится в стадии строительства.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Калинкин, Владимир Ильич, 2007 год

1. Белая книга ядерной энергетики / Под ред. проф. Е.О. Адамова М.: НИКИЭТ, 2001.

2. Габараев Б.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. Исаев A.H. Обзор докладов МАГАТЭ по укреплению ядерной безопасности // Атомная техника за рубежом. 2004. - №5.

5. Калинкин 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. Макаров 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. Мори 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. Соколов 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. Внуков B.C., Рязанов Б.Г. Проблемы и опыт обеспечения ядерной безопасности при хранении отработавшего топлива АЭС // Атомная энергия.2001.-Т. 91.-Вып. 4.

22. Калинкин 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. Крицкий 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. Калинкин 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. Калинкин 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. Калинкин В.И., Шафрова Н.П., Анисимов О.П. Экономика и безопасность длительного хранения ОЯТ // Труды VIII международной конференции. Безопасность ядерных технологий. СПб. 2005.

34. Диев В., Рязанов Б.Г. и др. Критические параметры делящихся материалов. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1984.

35. Шлейфер 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. Калин Б.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. Калинкин 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. Крышев 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. Михеев 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. Блох А.Г. Теплообмен излучением. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1991.

48. Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям. М.: Госэнергоиздат, 1960.

49. Уонг X. Основные формулы и данные по теплообмену для инженеров. Справочник. М.: Атомиздат, 1979.

50. Петреня 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. Чиркин B.C. Теплофизические свойства материалов. Физматиздат. М.:1959.

52. Калинкин В.И. и др. Сухое хранилище облученного ядерного топлива. Проект. Инв. №102-991, 02-03351. СПб.: ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ", 2002.

53. Турин 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 95-10585-2003.

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. №0977/302004. 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. Машкович 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. Колобашкин 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. Калинкин 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.