Радиационные характеристики реакторных материалов и отходов при выводе из эксплуатации реактора первой в мире АЭС тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Масалов, Дмитрий Петрович

• Масалов, Дмитрий Петрович
• кандидат технических наук
• 2005

Оглавление диссертации кандидат технических наук Масалов, Дмитрий Петрович

Условные обозначения

Введение

1 Реактор AM как источник излучений и фактор воздействия на внешнюю среду

1.1 Конструкция реактора

1.2 Эксплуатация реактора и его состояние на момент окончательного останова

1.3 Источники продуктов активации и деления

1.4 Допустимые выбросы и сбросы радиоактивных веществ во внешнюю среду

1.5 Радиационное воздействие ИР AM на окружающую среду

1.5.1 Газоаэрозольные выбросы при нормальной работе ИР AM

1.5.2 Газоаэрозольные выбросы при проектных авариях

1.5.3 Об инциденте сброса радиоактивных вод в реку Протву в 1989 году

1.5.4 Аварийный сброс радиоактивных вод в случае прорыва магистрали от

ИР AM до здания спецводоочистки

1.6 Облучаемость персонала

2 Концепция и основные положения вывода из эксплуатации ИР AM

Ф 2.1 История вопроса: подготовка исходных данных для разработки проекта вывода из эксплуатации ИР AM 35 2.2 Концепция вывода ИР AM из эксплуатации и другая регламентирующая документация

3 Оценка количества и активности РАО, образованных в результате разделки

3.1 Технология разделки ОТВС на ИР AM

3.2 Предпосылки для расчетов

3.3 Вычисление средних плотностей потока тепловых нейтронов для графитовых и стальных РАО

3.4 Основные реакции образования и радиационные характеристики продуктов активации в графите и стали

3.5 Схема расчетов активностей продуктов активации

3.6 Элементный состав конструкционных материалов TBC ИР AM

3.6.1 Микропримеси в стали 12Х18Н10Т

3.6.2 Микропримеси в графите

3.7 Механизм оценки утечки трития из графита

3.8 Продукты деления в графите

3.9 Результаты расчетов количества и активности РАО, образованных в результате разделки ОТВС

3.10 Оценка количества просыпей ЯТ, попавших в хранилище РАО, образованных в результате разделки ОТВС

4 Радиационные характеристики конструкционных материалов в шахте реактора

4.1 Подготовка исходных данных

4.2 Результаты расчетов. Интегральные характеристики материалов (графит, сталь чугун, бетон, свинец)

4.3 Просыпи ЯТ в кладке реактора

4.3.1 Оценка количества ЯТ в кладке при работе ИР AM на мощности

4.3.2 Оценка количества ЯТ в кладке после разгрузки ИР AM от ОТВС

5 Локализация высокоактивных отходов и конструкций ИР AM

5.1 Реакторное пространство

5.1.1 Предложения по локализации РП

5.1.2 Состояние систем реактора на этапе подготовки его к выводу из эксплуатациии

5.1.3 Состояние реактора после выгрузки TBC

5.1.4 Анализ радиационных последствий гипотетической аварии с выбросом графитовой пыли на этапе длительного хранения

5.2 Хранилище РАО, образованных после разделки ОТВС

5.2.1 Предложения по локализации

5.2.2 Радиационная обстановка в коридоре, смежном с хранилищем РАО

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Радиационные характеристики реакторных материалов и отходов при выводе из эксплуатации реактора первой в мире АЭС»

За более, чем 20- летний период вопросам ВЭ ЯЭУ было посвящено достаточно много международных и отечественных конференций, симпозиумов. Были опубликованы ряд обзоров, монографий, библиографических справочников и других публикаций по этой тематике [1-гЗ]. В них рассматривались вопросы ВЭ, основные из которых следующие:

• концептуальные, нормативные и правовые аспекты;

• практические вопросы обеспечения радиационной безопасности;

• опыт реализации различных стадий ВЭ конкретных установок ЯТЦ;

• технологии демонтажа и дезактивации;

• нуклидный состав и количество РАО;

• кондиционирование и упаковка РАО;

• экологические аспекты;

• экономические аспекты.

И, тем не менее, опыт ВЭ каждого исследовательского реактора - уникален. Поэтому автор посчитал уместным и актуальным изложить опыт подготовки к ВЭ реактора Первой в мире АЭС в настоящей работе.

Для реактора Первой в мире АЭС наступила завершающая стадия - ВЭ.

Первая в мире атомная электростанция была введена в эксплуатацию 27 июня 1954 года в городе Обнинске. Реактор Первой АЭС получил наименование "АМ" ("Атом Мирный"). С первых же дней реактор Первой АЭС стал использоваться также и как исследовательский реактор.

Основным назначением станции были исследования в поддержку проектов будущих атомных станций большой мощности, отработка технических, технологических, физических и других вопросов реакторных установок, проведение исследований и испытаний материалов и оборудования, накопление опыта эксплуатации, подготовка кадров для атомной энергетики, отработка вопросов безопасности.

Проведенные на ИР АМ испытания позволили обосновать проекты реакторов Белоярской АЭС, Билибинской АТЭЦ, ТЭС-3, ледокольных реакторов, а также реакторов космических аппаратов «Топаз». В первоначальный проект Первой АЭС внесено большое количество дополнений, связанных с сооружением уникальных экспериментальных петель («с кипением водного теплоносителя», «с перегревом пара», «для исследования электрогенерирующих сборок», «жидкостного регулирования мощности», «с естественной циркуляцией теплоносителя»).

Ф На ИР AM проводились многие пионерские исследования: полномасштабные испытания электрогенерирующих каналов, каналов Билибинской АТЭЦ при естественной циркуляции теплоносителя, каналов ACT, ресурсные испытания твэлов, исследования пусковых режимов Белоярской АЭС при кипении водного теплоносителя и перегреве пара. В облучательных каналах проводились облучения различных сортов графита, поглощающих и конструкционных материалов, мишеней для получения радионуклидов.

При эксплуатации ИР AM не обходилось и без некоторых инцидентов (например, протечки теплоносителя, разгерметизация твэлов). Однако, за весь период эксплуатации отсутствовали переоблучения персонала, а выбросы радиоактивных веществ в атмосферу были существенно ниже допустимых.

В последнее время ИР AM использовался в качестве исследовательского реактора с утилизацией вырабатываемого тепла для отопления промплощадки и города. Реактор AM эксплуатировался на мощности без малого 48 лет. За этот период он останавливался на длительное время в 1971 году для капитального ремонта и детального обследования его технического состояния. В 1987 году была осуществлена длительная остановка реактора (более 2 месяцев) для запланированной реконструкции петель прямого преобразования энергии. Последовавшая из-за хлорной коррозии под напряжением в стояночном режиме сварных швов трубок TBC массовая разгерметизация твэлов вызвала необходимость полной замены зоны реактора.

Проводимые на реакторе профилактические и ремонтные работы позволили поддерживать оборудование в работоспособном и безопасном состоянии.

11. 12. 2001 г. межведомственной комиссией было принято решение о продлении эксплуатации реакторной установки Первой АЭС до 31.12.2004г. И тем не менее, по ф экономическим соображениям Приказом Министра по атомной энергии № 132 от

13.03.2002г. «О подготовке к выводу и выводе из эксплуатации Первой в мире АЭС» было принято решение: «.1.2. Завершить эксплуатацию реактора Первой в мире АЭС на энергетических уровнях мощности и приступить к выгрузке ядерного топлива из реактора . В целях контроля процесса выгрузки топлива из реактора разрешить вывод реактора на минимально-контролируемый уровень мощности - не более 0.01% от номинальной проектной мощности реактора. После завершения выгрузки тепловыделяющих сборок из реактора в дальнейшем работу реактора ИР AM не возобновлять».

• К 09.08.2002г реактор Первой АЭС был разгружен от ОТВС, а к 23.02.2003г был разгружен от ОЯТ и один из двух бассейнов выдержки ОТВС (емкость 9).

ОТВС были разделаны, находящиеся в них твэлы упакованы в специальные контейнеры и отправлены во временное хранилище ФЭИ.

Ф В настоящее время продолжаются подготовительные работы по приведению реактора Первой АЭС в ядерно-безопасное состояние - разгрузка оставшихся экспериментальных сборок, находящихся во втором бассейне выдержки (емкости 11).

С непосредственным участием автора, являвшегося последние 20 лет начальником службы радиационной безопасности Первой АЭС, а до этого в течение 12 лет занимавшегося вопросами РБ в научном отделе, были выполнены многочисленные расчеты по обоснованию РБ как при эксплуатации ИР АМ, так и при подготовке его к выводу из эксплуатации; получен большой объём экспериментальных материалов. • Эти материалы были обобщены и упорядочены автором и вошли, наряду с дополнительными исследованиями, составной частью в разработанный проектными организациями - ГСПИ, НИКИЭТ, ОЩ НИКИМТа - проект ВЭ ИР АМ, а также в настоящую работу.

Актуальность работы

К 2010 г. в России и ближнем зарубежье должны быть выведены из эксплуатации такие водо-графитовые реакторы как АМ Первой в мире АЭС, АМБ-100 и АМБ-200 первой очереди Белоярской АЭС, ЭГП-6 Билибинсокй АЭС, РБМК-1000 Ленинградской, Смоленской, Курской, Игналинской, Чернобыльской АЭС, промышленные и исследовательские реакторы, в которых в качестве замедлителя применен графит (-50 тыс.т).

В результате длительного воздействия нейтронов при эксплуатации этих реакторов в графите и других реакторных материалах накапливается значительная активность, обусловленная такими радионуклидами, как

Са и др. с периодами полураспада от нескольких лет до сотен тысяч лет. ф В ближайшее десятилетие в России, с учетом экономических, технических и социальных факторов, реальным вариантом ВЭ водо-графитовых реакторов является вариант с отложенным демонтажом. В соответствии с этим вариантом реактор вместе с графитовой кладкой консервируется в собственной шахте на срок около 100 лет. Для прогнозирования радиационного воздействия в период длительного сохранения и при последующем демонтаже материалов, находящихся в шахте реактора, получение информации по их нуклидному составу является важной и актуальной задачей.

Следует отметить, что часть графитового замедлителя в виде втулок Ш технологических каналов и ОТВС в процессе эксплуатации извлекалась из реакторов и находится теперь либо в приреакторных могильниках реакторных зданий, либо во временных хранилищах на территориях промплощадок. Оценка нуклидного состава втулочного графита также является актуальной задачей.

Решение этих задач для каждого конкретного водо-графитового реактора, в том числе и для реактора Первой АЭС, будет вносить вклад в решение главной задачи -обеспечение радиационной безопасности при ВЭ водо-графитовых реакторов.

Цель работы - получение исходных данных для оценки радиационных характеристик реакторных материалов и радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации реактора Первой в мире АЭС и выполнение этих оценок.

Основные задачи исследования

Экспериментальное получение величин концентраций микропримесей в • реакторных материалах.

Разработка и реализация расчётной схемы для оценки долгоживущей активности радиоактивных отходов,накопленных в хранилище ИР АМ после разделки ОТВС.

Оценка активности реакторных материалов, находящихся в шахте реактора (графит, сталь 12Х18Н10Т, Ст.З, чугун, бетон, свинец), для прогнозирования их воздействия на окружающую среду в процессе длительного сохранения ИР АМ под наблюдением, а также для планирования и осуществления мер по обращению с этими материалами на завершающем этапе ВЭ ИР АМ.

Научная новизна

Получены данные по комплексному радиационному обследованию ИР АМ.

Разработана схема расчета накопленной активности графитовых втулок и стальных трубок, попадающих во временное хранилище РАО после разделки ОТВС на Первой АЭС.

Практическая значимость ф 1 Выполненные исследования по обоснованию и обеспечению радиационной и ядерной безопасности при ВЭ ИР АМ были использованы при разработке: проекта вывода из эксплуатации ИР АМ; эскизного проекта локализации реакторного пространства ИР АМ; технического проекта локализации хранилища радиоактивных отходов, образующихся после разделки ОТВС.

2 Материалы диссертации войдут составной частью в базу данных по выводу из эксплуатации ИР АМ.

3 Расчетная схема оценки нуклидного состава РАО, поступающих после разделки

ОТВС Первой АЭС во временное приреакторное хранилище, может быть использована для аналогичных расчетов для втулочного графита, находящегося во временных хранилищах промышленных уран-графитовых реакторов.

Ф 4 Опыт подготовки к ВЭ ИР АМ может быть использован при ВЭ других ядерных установок.

Основные положения и результаты, выносимые на защиту

1. Полученные исходные данные для расчётов долгоживущей активности РАО и конструкционных и защитных материалов ИР АМ.

2. Разработанная схема оценки активности ТРО во временном хранилище отходов ИР АМ после разделки ОТВС и полученные результаты.

Апробация работы

• Апробация диссертации состоялась на НТС «Направления АЭС».

Публикации

По теме диссертации опубликованы две статьи в журнале «Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика» и шесть печатных работ в трудах:

V Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 1998.

VII Российской научной конференции «Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок», Обнинск, 1998.

VIII Российской научной конференции «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях», Обнинск, 2002.

IV научно-технической конференции «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики», Москва, 2004.

Отраслевого научно-технического семинара «Очистка газовых сред на предприятих с ядерными технологиями», Обнинск, 2003 (два доклада).

Структура и объём диссертации ф Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка использованной

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Масалов, Дмитрий Петрович

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Выполнена оценка радиационного воздействие ИР АМ на окружающую среду. Показано, что за все время эксплуатации ИР АМ оно находилось и находится на уровнях в пределах погрешности от воздействия естественных источников. Дозы облучения населения от газоаэрозольных выбросов на этапе подготовки ИР АМ к выводу из экспуатции определяются долгоживущими аэрозолями и не превышают 10 нЗв/год.

2. Выполнен анализ облучаемости персонала ИР АМ за 50 - летний срок его эксплуатации. Показано, что за исключением периодов общей продолжительностью — 10 лет, когда выполнялись неординарные работы с установлением повышенных разрешенных доз облучения по нарядам допускам, и как следствие контрольный уровень годовой дозы для персонала ИР АМ увеличивался до значений, существенно превосходящих установленные в то время значения в институте, распределение доз облучения персонала ИР АМ является логарифмически нормальным со среднегеометрическим стандартным отклонением <т«2,2, при средней дозе облучения персонала О =(4^5^,5) мЗв/год. В исключительные годы она достигала, а в первые 4 года и превосходила 10 мЗв/год.

3. Подготовлена часть необходимых исходных данных, касающихся прежде всего радиационных характеристик материалов и оборудования ИР АМ для разработки технического задания на проект вывода Первой АЭС из эксплуатации. При непосредственном участии автора разработаны основные положения концепции вывода из эксплуатации ИР АМ, принципиальной программы вывода из эксплуатции ИР АМ и других регламентирующих документов по выводу ИР АМ из эксплуатации.

4. Получены экспериментальные данные по содержанию микропримесей в конструкционных материалах ИР АМ: реакторном графите, стали 12Х18Н9Т, Ст. 3, чугуне, свинце С- 4, бетоне (обычном и тяжелом), которые использованы в расчётах долгоживущей активности РАО и реакторных материалов

5. Разработана схема расчетов активностей продуктов активации и деления в стальных и графитовых отходах, образуемых после разделки ОТВС и хранящихся во временном хранилище РАО - могильнике горячей камеры по разделке ОТВС, и приведены результаты этих расчётов. Всего после окончательной разделки ОТВС (на 12.2005 г.) в могильнике горячей камеры будет находиться ~ 32,6 т стальных (8,1 т) и графитовых (24,5 т) РАО суммарной активностью 2,65 -1014 Бк.

Приведенная схема расчетов ативностей продуктов активации и деления в графитовых втулках ОТВС ИР АМ может быть применима для аналогичных расчетов для втулочного графита промышленных уран-графитовых реакторов.

Ill

6. Вычислены величины суммарных активностей нуклидов, скомпонованных по различным конструкционным материалам шахты реактора. Активность реакторных материалов, находящихся в шахте реактора, на конец 2005 года составит 1,33-Ю16 Бк (292 т); из них: графит - 1,96-Ю13 Бк (64,6 т). Суммарный керма-эквивалент реакторных материалов, в основном, будет обусловлен ^Со (металл, тяжелый бетон) и i37Cs (графит). За 70 лет он уменьшится более, чем в 4000 раз, что снизит потребность использования дистанционных манипуляторов при демонтаже графитовой кладки и металлических и бетонных конструкций шахты реактора на заключительном этапе вывода ИР AM из эксплуатации.

7. Предложен способ герметизации реакторного пространства с помощью верхних частей разделанных ОТВС.

8. Получены исходные данные, на основе которых выполнен анализ радиационных последствий гипотетической аварии с выбросом графитовой пыли на этапе длительного хранения. Показано, что даже при такой аварии максимальная эффективная доза за пределами промплощадки за первый год после неё не превысит предел дозы для населения (1 мЗв/год).

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Масалов, Дмитрий Петрович, 2005 год

1. Савченко В.А., Сковородько С.Н., Прекращение эксплуатации АЭС по истечении их срока службы / Итоги науки и техники. Серия: Атомная энергетика.- М.: ВИНИТИ, 1985,-Т. 4

2. Боинг Л.Е., Нечаев А.Ф., Вывод из эксплуатации ядерных и радиационно-опасных объектов. Краткий библиографический справочник,- СПб.: Санкт-Петербургский государственный технологический институт. 2001

3. Енговатов И.А., Машкович В.П., Орлов Ю.В. и др., Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения,-М.: ПАИМС. 1999

4. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-88).-М.:Энергоатомиздат. 1988

5. Силантьев К.А., Силантьев А.Н. и др., Радиоактивное загрязнение почв цезием-137 в районе г. Обнинска // Рефераты докладов 2 Обнинского симпозиума по радиоэкологии.-г. Обнинск:- ГНЦ РФ ФЭИ, 1996,- С. 143-144

6. Махонько К.П., Никитин А.И., Радиационная обстановка в г. Обнинске и его окрестностях // Рефераты докладов 2 Обнинского симпозиума по радиоэкологии. г. Обнинск:- ГНЦ РФ - ФЭИ, 1996,- С. 145-146

7. Вайзер В.И., Оценка воздействия на окружающую среду исследовательской базы ФЭИ /Информационный бюллетень "Безопасность, экология, радиация". Вып. 1.- Обнинск: ФЭИ, 1991. С. 8-14

8. Масалов Д.П., Ягодкин И.В., Опыт использования УФК при выводе АЭС из эксплуатации // Очистка газовых сред на предприятиях с ядерными технологиями: Материалы отраслевого научно-технического семинара,- Обнинск, 2003

9. Елизаров П.Г., Масалов Д.П., Ягодкин И.В. и др., Испытания йодных фильтров в ГНЦ РФ-ФЭИ. // Очистка газовых сред на предприятиях с ядерными технологиями : Материалы отраслевого научно-технического семинара.- Обнинск, 2003

10. Исследования выбросов радиоактивных газов и аэрозолей из кладки реактора Первой АЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Сергеев Ю.А.; исполн. Зыбин В.А., Масалов Д.П. и др. - Инв. № ЗОЮ.- г. Обнинск, 1981

11. Программа расчета радиационных последствий аварий АС на местности (ВЫБРОС-2.1): Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Сергеев Ю.А.; исполн. Баранаев Ю.Д.,-Викторов А.Н. - Инв. № 7741.- г.Обнинск, 1990

12. Очистка донных отложений русла реки Протвы от радионуклидов цезия: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ : рук. Вайзер В.И.; исполн. Болотских В.И., Вайзер В.И. и др.-Инв. №1/1086. - г.Обнинск,1992

13. Егоров Ю.А., Носков А. А., Радиационная безопасность на АЭС. М.: Энергоатомиздат. 1986.-С. 138-140

14. Масалов Д.П., Черкашин В.А., Анализ состояния радиационной безопасности Первой АЭС и ее соответствие требованиям НРБ-96 // Безопасность АЭС и подготовка кадров: Материалы V Международной конференции. Обнинск: ИАТЭ, 1998. - С. 92-93

15. Некоторые радиационные характеристики материалов и оборудования Первой АЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Сергеев Ю.А.; исполн. Масалов Д.П. и др.-Инв. № 5980.- г.Обнинск, 1990

16. Activity inventory of reactor AM. Measurement of aerosol release during cutting / The First Progress Report (1997.10.01-1998.06.30) for Research Contract 9752 of IAEA: Suvorov A., Masalov D., Mukhamadeev R. Obninsk, Russia. -1998

17. Выбор дезактивирующих растворов для оборудования первого контура реактора Первой АЭС при выводе её из эксплуатации: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Долгов В.В.;исполн. Масалов Д.П., Белинская Н.Т., Овчинникова И.И.- Инв. № 10396.-г.0бнинск,2000

18. Проект. Вывод из эксплуатации ИР AM. 227-0114. М.: ФГУП ГСПИ. 2003

19. Safety in Decommissioning of Research Reactors // Saf. Ser. №74 IAEA. 1986. -№74

20. Кремнев B.A., Елин B.A., Гаврилов С.Д., Концепция прекращения эксплуатации АЭС в СССР и ряде стран-членов СЭВ // Атомная энергия. 1990. - Т.68. - Вып. 5. - С. 371-373

21. Национальная концепция развития атомной энергетики Российской Федерации / Под ред. Е.И. Игнатенко. М.: Росэнергоатом, 1993

22. Былкин Б.К., Савченко В.А., Концептуальные аспекты снятия с эксплуатации ядерных установок в России // Теплотехника. 1996. - №11

23. Factors, relevant to the decommissioning of land based nuclear reactor plants //Safety Ser. Int. Atom. Energy Agency. - 1980. - № 52. - P. 28

24. Konzek G.J. et al.,Technology Safety and Gosts of Decommissioning a Reference Nuclear Research and Test Reactors, NUREG/GR-1756.US NRG Rept Pacific Northwest Lab. -1982.-V. 2

25. Концепция вывода из эксплуатации Первой в мире АЭС с созданием государственного Музея атомной энергетики России: № 01-34/20 от 09.06.2000 / ГНЦ РФ ФЭИ

26. Принципиальная программа вывода из эксплуатации ИР AM. 227-102-ПП-ВЭ ИР AM : инв. №44-03/263 от 04.07.2002 / ГНЦ РФ ФЭИ

27. Техническое обоснование безопасности реакторной установки «АМ» Первой АЭС: № 3128/10 от 20.03.1992 / ГНЦ РФ ФЭИ

28. May S., Piccot D., Bergemann L. et al., Activation of biological shields // Proceeding of European Conference on Decommissioning of Nuclear Power Plants.- Luxembourg. 1984. -P. 47-60

29. Goddard A. J., MacMahon I.D., Peselli M., Activation of steel component // Proceeding of European Conference on Decommissioning of Nuclear Power Plants.- Luxembourg, 1984, P. 147-149

30. Bittner A., Junguwirth D., Bernard M. et al., Concepts aimed at minimizing the activation and contamination of concrete // Proceeding of European Conference on Decommissioning of Nuclear Power Plants.- Luxembourg, 1984, P.267

31. Evans J. C., Lepel E.A., Sundens R.W. et al.JLong- lived activation products in Light-water Reactor Construction Materials: Implication for Decommissioning // Radiioactive Waste Management and the Nuclear Fuel Cycle. 1988. - V.l 1(1). - P. 1-39

32. Nazarov V.M., Frontyasyeva М. V., Engovatov I.A. et al., Activation studies of concrete binding agent ingredients used for nuclear radiation shielding // Kernenergie. 1991. - Bd.34. -S. 7-8

33. Атоян В. А., Болберов А. А., Братин Г.А. и др., Комплексное обследование 1-го энергоблока Армянской АЭС после прекращения эксплуатации // Атомная энергия. -1992. Т. 72. - Вып. 4. - С. 345-353

34. Нормы радиационной безопасности (НРБ 99) / М.: Минздрав России, 1999

35. Handbook of Nuclear Activation Data. Technical Reports Series № 273. IAEA.- Vienna. 1987

36. Меднис И.В., Сечения ядерных реакций, применяемых в нейтроноактивационном анализе. Справочник. Рига: Зинатне. 1991

37. Mughabghab S. F., Garber D. I., Neutron cross section. Brookhaven National Laboratory. -V. 1. 1973

38. Гусев Н.Г., Дмитриев П.П., Квантовое излучение радиоактивных нуклидов. Справочник. М.: Атомиздат. 1977

39. Машкович В.П., Кудрявцева А.В., Защита от ионизирующих излучений. Справочник. Изд. 4-е, перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1995

40. Гусев Н.Г., Дмитриев П.П. Радиоактивные цепочки. Справочник. Изд. 3-е, перераб. и доп. -М.: Энергоатомиздат, 1994

41. Алексанкин В.Г., Родичев С.В., Рубцов П.М. и др., Бета и антинейтринное излучение радиоактивных ядер. Справочник. Под ред. П.М. Рубцова. - М.: Энергоатомиздат, 1989

42. Жилкин А.С., Старков О.В., Шестопалов Е.В., К вопросу о кобальте и других примесях в реакторных сталях // Атомная энергия. 1982. - Т. 52. - Вып. 4. - С. 361

43. Бочков А.Л., Корниленко И.И., Обатуров Г.М. и др., О механизме образования горячих аэрозольных частиц в уран-графитовом реакторе первой АЭС // Материалы 1 научно -практической конференции по радиационной безопасности. М.: 1968, С.268

44. Определение активируемых примесей в составе конструкционных и защитных материалов реактора БН-350: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Забудько А.Н.; исполн. Левин В.В.- Инв. № 9166,- г.Обнинск,1998

45. Бугреев М.И., Нетеча М.Е. и др., Исследование наведенной активности кожуха водо -водяного реактора // Защита от ионизирующих излучений ядерно технических установок : Материалы VI Российской конференции. - Обнинск, 1994

46. Decommissioning of nuclear power plants // Nucl. News. 1984,- 27.- № 9.- P. 125 - 128, 133

47. Полный состав долгоживущих радионуклидов в графитовой кладке энергоблока № 2 Первой очереди Белоярской АЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Рязанов Б.Г.; исполн. Буланенко В.И., Таланов В.В., Фролов В.В.- Инв. № 9442.- г.Обнинск, 1997

48. Элементарный состав реакторного графита первой очереди БАЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ.- Инв. № 9097с.- г.Обнинск, 1964

49. Гончаров В.В., Бурдаков Н.С., Вергильев Ю.С. и др., Действие облучения на графит ядерных реакторов. М.: Атомиздат. 1978

50. Ровинский Ф.Я., Иохельсон С.Б., Юшкин Е.И., Методы анализа загрязнения окружающей среды. М.: Атомиздат. 1978

51. Nuclear Graphite / Ed. R. Nightingale. New York - London: Academic Press, 1962. - P. 22-53

52. Радионуклиды в графите кладки реактора Первой АЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Сергеев Ю.А.; исполн. Зыбин В.А., Нестеров Б.В., Масалов Д.П.- Инв. № 4770.-г.Обнинск,1986

53. Определение радиоактивной загрязненности графита реакторов производителей плутония предприятия СХК (Томск - 7): Отчет о НИР / МИФИ: рук. Бушуев А.В.; исполн. Бушуев А.В., Алеева Т.Б., Николаев А.Г. и др. - М.,проект МНТЦ 1.12.1997 -1.12.1998

54. Буланенко В.И., Фролов В.В., Николаев А.Г., Радиационные характеристики графита снятых с эксплуатации уран графитовых реакторов // Атомная энергия. - 1996. - Т. 81.- Вып. 4. С. 304 - 307

55. Miller R., Steffes J., Radionuclide Inventory and Sourse Terms for the Surplus Production Reactors at Hanford // UNI 3714 Rev. 1,1987

56. Виргильев Ю.С., Гундоров B.B., Калягина И.П., Изменение свойств графита из кладки реактора Обнинской АЭС // Атомная энергия. -1997. Т. 83. - Вып. З.С. 175-183

57. Roehrig H.G., Fisher P.G., Hecker R. // J. Americ. Ceram.Soc.-1976. V. 59. - P. 316

58. Saeki M. // J.Nucl. Mater.-1985.- V.131.- P.32

59. Виргильев Ю.С., Власов К.П., Примеси в конструкционных графитах // Химия твердого топлива. 1994.- № 3. - С. 87-96

60. Бушуев А.В. и др., Содержание Со в отработавшем графите кладок промышленных реакторов Сибирского химического комбината // Атомная Энергия. 1999. - Т. 86.-№ 3. -С. 183

61. Куликов И.Д. и др., Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов // Атомная Энергия. 1999. - Т. 87. С. 118

62. White I.F. et al.Assessment of Management Modes for Graphite from Reactor Decommisioning // Commission of the European Communities Report EUR 9232, 1984

63. Буланенко В.И., Фролов B.B., Николаев А.Г., Радиационные характеристики графита снятых с эксплуатации уран-графитовых реакторов // Атомная Энергия. 1996. - Т. 81.- С.304

64. Croff A.G., ORIGEN-2: A Versatile Computer Code for Calculating the Nuclide Compositions and Characteristics of Nuclear Materials // Nucl. Tech. 1983. - V.62.- P. 335-352

65. Программный комплекс SABINE 3.1 для расчета переноса нейтронов и фотонов в радиационной защите, параметров ее активации и доз облучения: Отчет о НИР / ГНЦ РФ- ФЭИ: рук. Сергеев Ю.А.; исполн. Суворов А.П., Мухамадеев Р.И.,.- Инв. № 10174,-г.Обнинск,1999

66. Мухамадеев Р.И., Суворов А.П., Верификация расчетов активации радиационной защиты для модернизированной программы SABINE-3.1 //Доклад на 10-м Симпозиуме AER , 1822 сентября 2000 г., пос. Снегири, Россия

67. Абагян Л.П. и др., Групповые константы для расчета реакторов и защиты. -М.: Энергоиздат. 1981

68. Takenory Sukegawa, Nobuo Sasamoto, Kazuo Fujiki, Accuracy Verification for Calculation of Inventory in JPDR Due to Neutron Activation // INDC(JPN)-164. 1993

69. Комплексное инженерное и радиационное обследование исследовательского реактора Первой АЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ ФЭИ: рук. Кочетков Л. А.; исполн. Масалов Д.П., Мамаев В.В., Никонов Е.А., и др.- Инв. № 44-06 / 260.- г.Обнинск,2003

70. Пробки для герметизации ячеек графитовой кладки реактора AM / Рационализаторское предложение № 8600 от 26.02.2002 / ГНЦ РФ ФЭИ: Масалов Д.П.

71. Технический проект. Локализация помещения РАО ОТВС Первой АЭС (помещение 12 ИР AM). АМ-12-Л.00.000 ПЗ, инв. № ПЗ 030-0556. М.: ФГУП НИКИЭТ. 2002

72. Технический проект. Герметизация реакторного пространства блока №1 Б АЭС (техническое обоснование применения консерванта). АМБ-1-К2.00.000 П32, инв. №ПЗ.230-0457. М.: ФГУП НИКИЭТ. 2000

73. Технический проект. Герметизация реакторного пространства блока №1 Б АЭС (приготовление и применение консерванта). АМБ-1-К2.00.000 И, инв. ЖГ0.230-0323. М.: ФГУП НИКИЭТ. 2000

74. Кимель Л.Р., Машкович В.П., Защита от ионизирующих излучений. Справочник.- М.: Атомиздат. 1972

75. Вайзер В.И., Кочетков Л.А., Масалов Д.П., Штыфурко А.И. Анализ облучаемости персонала Первой АЭС за 50-летний срок её эксплуатации //Ядерная энергетика.-2005.-№2

76. Масалов Д.П. Обращение с отработанным топливом Первой в мире АЭС. Оценка количества и активности РАО, образованных в результате разделки ОТВС // Ядерная энергетика.- 2005.- № 2