В соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии НП-030-19 «Основные правила учета и контроля ядерных материалов» «значения масс ядерных материалов (ЯМ) в технологических потерях, отложениях, накоплениях, а также погрешности этих значений должны быть определены на основании методик измерения или расчетных методик, действующих в организации».

В статье представлены основополагающие принципы подхода, разработанного для построения и аттестации методик измерений массы ядерных материалов в отложениях в технологическом оборудовании (воздуховодах, трубопроводах), в накоплениях на фильтрах системы газоочистки, отходах производства гамма-спектрометрическим методом. Рассмотрены особенности построения и аттестации разработанных методик измерений и представлены результаты их внедрения на ФГУП «ПО «Маяк» и апробации данных методик на реальных объектах контроля.

В статье рассматриваются вопросы организации и обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии ядерного топливного цикла, в том числе находящихся в черте плотной жилой застройки, в частности АО «ВНИИНМ». На примере уже завершённых работ по выводу из эксплуатации корпуса «Б» АО «ВНИИНМ» приводится описание успешной организации и осуществления обеспечения радиационной безопасности работ по выводу из эксплуатации радиоактивно загрязнённого здания в черте плотной городской застройки города Москвы. Проанализированы мероприятия по обеспечению радиационного контроля при выводе из эксплуатации корпуса «Б». Показано, что радиационный контроль, проводимый в соответствии с проектной документацией по выводу из эксплуатации корпуса «Б», включал измерение радиационных характеристик демонтируемого оборудования и коммуникаций, строительных конструкций, удаляемых отходов. Проведено 339 039 измерений, что в 1,9 раза превысило запланированное в проектной документации количество. Описано применение средств индивидуальной защиты, позволивших наряду с соблюдением санитарно-пропускного режима полностью исключить попадание радиоактивных веществ на слизистые оболочки и кожные покровы персонала и обеспечить его нормативную дозовую нагрузку. Проведено сопоставление проектных и фактических показателей по выводу из эксплуатации корпуса «Б», проектных показателей вывода из эксплуатации установки У-5, корпуса «Ж» АО «ВНИИНМ».

Рассмотрена практика государственного нормирования выбросов и сбросов радионуклидов природного происхождения, образующихся в результате деятельности предприятий, не связанных с осуществлением деятельности в области использования атомной энергии, принятая в зарубежных странах и рекомендованная МАГАТЭ.

Российская система нормирования выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду построена на тех же базовых принципах и критериях, которые лежат в основе зарубежных систем нормирования и сбросов радионуклидов природного происхождения и которые рекомендованы МАГАТЭ. Также рассмотрены регулирующие требования Российской Федерации в части нормирования выбросов и сбросов радиоактивных веществ на предмет возможности их применения в отношении выбросов и сбросов радионуклидов природного происхождения.

Сформированная к настоящему времени в Российской Федерации нормативно-методическая база содержит все необходимые правовые механизмы для нормирования выбросов и сбросов радиоактивных веществ промышленных объектов, не относящихся к объектам использования атомной энергии, и, кроме того, она основана на лучших международных практиках и полностью соответствует стандартам МАГАТЭ.

Рассмотрены проблема выбора варианта обращения с радиоактивными отходами и применение метода многофакторного анализа при выборе оптимального варианта на множестве альтернатив. Приведённый метод позволяет решить сложную задачу по определению оптимального сценария обращения с радиоактивными отходами с помощью сравнения факторов, характеризующих возможные сценарии, для ранжирования их по важности и расчёта комплексного показателя для каждого рассматриваемого варианта. Результатом применения данного метода является количественная оценка эффективности для каждого из рассматриваемых вариантов обращения с радиоактивными отходами с максимальным значением комплексного показателя для выбора оптимального варианта.

Проведен анализ опыта ликвидации эксплуатационных скважин на пунктах глубинного захоронения жидких радиоактивных отходов. Определены количественные показатели, относящиеся к ликвидации скважин на примере пункта глубинного захоронения жидких радиоактивных отходов «Димитровградский».

С учетом требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии по обеспечению безопасности закрытия пункта глубинного захоронения жидких радиоактивных отходов сформулированы и систематизированы концептуальные положения о системе организационно-технических мер, необходимых для безопасного закрытия пункта глубинного захоронения жидких радиоактивных отходов, применительно к варианту «немедленное закрытие».

При переработке отработавшего ядерного топлива образуется существенное количество радиоактивных отходов, большая часть из которых подлежит локализации в стеклоподобном компаунде и последующему захоронению в геологических формациях. Одним из основных требований к компаунду отходов является его длительная радиационная стойкость под действием излучения от включенных в матрицу радионуклидов. Для подтверждения радиационной стойкости должна быть определена величина дозы, поглощаемой в объеме матрицы после момента остекловывания. В настоящей работе представлены результаты расчетного моделирования набора поглощенной дозы в высокоактивных отходах, остеклованных в боросиликатную матрицу, при их долговременном хранении и последующем захоронении.