Допустимые уровни радионуклидного загрязнения материалов при выводе из эксплуатации реакторных установок тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.16 ВАК РФ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧ ИССЛЕДОВАНИЯ

§1.1. Отходы низкой остаточной радиоактивности и обращение с ними

§1.2. Современное состояние проблемы нормирования остаточной радиоактивности материалов^ освобождаемых от регулирующего контроля

§1.3. Методология расчета допустимых уровней остаточного загрязнения материалов

§1.4. Постановка задач исследования

Выводы к главе

ГЛАВА 2. МЕТОДЫ РАСЧЕТА ДОПУСТИМЫХ УРОВНЕЙ ОСТАТОЧНОЙ РАДИОАКТИВНОСТИ

§2.1. Дозовые критерии освобождения от регулирующего контроля

§2.2. Принципы разработки сценариев

§2.3. Методы расчета доз внешнего и внутреннего облучения

§ 2.4. Алгоритм расчета дозовых распределений

Выводы к главе

ГЛАВА 3. ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ ЗАГРЯЗНЕННОСТИ ПРИ УТИЛИЗА

ЦИИ ЧЕРНЫХ МЕТАЛЛОВ

§3.1. Статистическая модель утилизации черных металлов

§3.2. Индивидуальные и коллективные дозы при утилизации черных металлов

3.3. Допустимые уровни загрязнения черных металлов

Выводы к главе

ГЛАВА 4. ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ ЗАГРЯ ЗНЕННОСТИ ПРИ УТИЛИЗАЦИИ БЕТОНОВ

§4.1. Статистическая модель утилизации бетонных отходов

§4.2. Индивидуальные и коллективные дозы при утилизации бетонов

4.3. Допустимые уровни загрязнения бетонных отходов

Выводы к главе

В настоящее время радиационные технологии получили широкое распространение. Едва ли можно назвать область деятельности человека, где бы не использовались ионизирующие излучения или радионуклидные препараты. В принципе любое использование источника ионизирующих излучений должно производиться в соответствии с нормами радиационной безопасности. Однако, в отдельных случаях возможный радиационный ущерб, связанный с использованием источника, оказывается настолько незначительным, что применение к подобной деятельности требований норм радиационной безопасности в полном объеме оказывается бесполезной растратой ресурсов. Регулирующий контроль в этом случае может быть полностью снят или существенно упрощен, а источник излучения освобожден от контроля для последующего ограниченного или неограниченного использования.

Освобождение от регулирующего контроля означает, что на данный источник не распространяются требования радиационной безопасности. Источник может быть освобожден от контроля на основании решения соответствующего компетентного органа, если связанный с ним радиационный ущерб достаточно мал. Процедура освобождения от контроля не применима к природным источникам облучения. Источники естественной фоновой радиации традиционно исключаются из сферы регулирующего контроля, т.к. в этом случае в принципе невозможно как-либо уменьшить облучение. Если некоторая деятельность человека привела к увеличению концентрации природных радионуклидов по сравнению с обычным уровнем и создает опасность значительного облучения, то могут быть рассмотрены меры направленные на снижение последствий облучения. Такие меры называют вмешательством. Вопросы нормирования загрязнения природными радионуклидами выходят за рамки настоящей работы.

При освобождении источника излучения от регулирующего контроля должны выполняться основополагающие критерии: индивидуальный риск должен быть настолько мал, что регулирующий контроль оказывается не оправданным, при этом меры обеспечения радиационной безопасности должны быть оптимальны с учетом стоимости регулирующего контроля [1].

Первый критерий выполняется, если индивидуальный риск в критической группе не превышает установленного пренебрежимо малого риска или соответствующей ему пренебрежимо малой дозы. Второй критерий реализуется посредством оптимизационных методов.

Критерии освобождения, выраженные в дозовых величинах, связаны с облучаемым индивидом и не могут быть непосредственно применены на практике. Для практических применений критерии освобождения от контроля должны быть выражены в величинах, связанных с источником на момент его освобождения, например, удельной или поверхностной активности, полной активности или производных от них величин. Для решения таких задач принято использовать сценарии (математические модели), описывающие условия облучения и определяющие связь индивидуальной и коллективной дозы с радиационными характеристиками источника. Сценарий задается набором параметров, таких, как геометрия внешнего облучения, количество облучаемых лиц, время облучения в течение года и т.д. Для оценки рисков наиболее предпочтительным оказывается использование вероятностных моделей, позволяющих учесть реальное распределение значений параметров. В некоторых случаях для целей обобщенной оценки можно использовать простые детерминистские модели, при этом следует выбирать наиболее вероятный сценарий и реалистические значения параметров.

В современной практике нормирования при освобождении от регулирующего контроля принято различать две категории источников ионизирующего излучения: источники, которые изначально, с момента изготовления, не являлись объектом регулирующего контроля, и источники, которые уже находятся под регулирующим контролем [2].

К первой категории относят потребительские товары с небольшим содержанием радионуклидов, например, калибровочные источники, детекторы дыма и т.д., а также отходы, возникшие в результате деятельности с использованием источников, не находящихся под регулирующим контролем. Вторую категорию составляют источники или изделия, ранее использовавшиеся в атомной промышленности, медицине и других сферах деятельности под регулирующим контролем, дальнейшее использование которых в прежнем качестве невозможно или нецелесообразно. Прежде всего, ко второй категории относятся отходы низкой удельной активности, которые могут быть захоронены или переработаны обычным способом.

Настоящая работа посвящена определению и исследованию допустимых уровней загрязнения основных реакторных материалов, при которых они могут быть освобождены от требований норм радиационной безопасности и утилизированы в дальнейшем без ограничений. К этим материалам в настоящей работе отнесены бетоны и черные металлы, высвобождаемые при демонтаже ядерных реакторных установок.

В ближайшие десятилетия ожидается массовый вывод из эксплуатации АЭС в связи с исчерпанием проектного ресурса. Так, к 2020 году при ресурсе 30 лет в России будут выведены из эксплуатации 29 энергоблоков общей установленной мощностью около 21 ГВт, введенные в строй до 1990 года [3]. К настоящему моменту в России остановлены после завершения эксплуатации четыре энергоблока АЭС (по два блока на Белоярской и Нововоронежской АЭС) общей мощностью 835 МВт.

Демонтаж ядерно-энергетических установок сопровождается образованием большого количества отходов. Так при демонтаже зданий и технологических систем одного энергоблока с водо-водяным реактором мощностью 6

1000 МВт, высвобождается около Ютыс.т металлического лома и около 300 тыс. т бетонных отходов. В большей или меньшей степени все материалы, высвобождающиеся при демонтаже, будут радиоактивными. Активность этих материалов определяется наведенной активностью (активность конструкционных, строительных, защитных материалов и оборудования, облучаемых потоками нейтронов в процессе эксплуатации) и радиоактивным загрязнением активированными продуктами коррозии и осколками деления (радиоактивные отложения на поверхностях оборудования, строительных и защитных материалов). Радиоактивное загрязнение распределено неравномерно. При выводе из эксплуатации до состояния "зеленая лужайка" на долю активированных материалов при безаварийной штатной эксплуатации приходится более 99% полной активности и только несколько процентов общего объема радиоактивных отходов. Остальной объем отходов составляют поверхностно загрязненные материалы, значительная часть которых после дезактивации может быть освобождена от регулирующего контроля, переработана или захоронена обычным способом. При этом ожидается двойной экономический эффект от продажи материалов и снижения объема радиоактивных отходов, что особенно важно в связи с высокой стоимостью захоронения последних.

Опыт первых осуществленных проектов по снятию с эксплуатации объектов ядерно-энергетического цикла в США, ФРГ и Японии показали, что затраты на снятие АЭС с эксплуатации для различных энергоблоков составляют сотни миллионов долларов. Затраты на полный демонтаж достигают 30% общих затрат на строительство АЭС. Значительную долю затрат составляют расходы на захоронение отходов.

В России эксплуатирующая организация в соответствии с "Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций" (ОПБ-88/97) должна не позднее, чем за 5 лет до истечения проектного срока службы энергоблока обеспечить разработку программы вывода из эксплуатации. Уже на этапе подготовки этой программы необходима информация по допустимым уровням радионуклидного загрязнения материалов энергоблока. Отмеченное выше определяет актуальность и практическую значимость исследований проблемы освобождения материалов демонтируемых реакторных установок от нормативного контроля и обоснование допустимых уровней радионуклидного содержания и (или) загрязнения материалов. 1

Цель диссертационной работы заключается^разработке общей методологии оценки допустимых уровней выведения из-под регулирующего контроля материалов, высвобождающихся при выводе АЭС из эксплуатации, и реализации этой методологии для практически важного случая нормирования допустимых уровней загрязненности черных металлов и бетонов для неограниченного или целевого использования. Для решения сформулированной задачи необходимо выполнение следующих исследований:

1. обоснование критериев безопасности при освобождении материалов от регулирующего контроля, согласующихся как с отечественными нормами радиационной безопасности, так и с рекомендациями международных организаций'^

2. разработка и реализация алгоритма расчета вероятностных распределений доз облучения для лиц, вовлеченных в процесс утилизации загрязненного материала;

3. разработка набора сценариев, описывающих характерные для отечественного народного хозяйства условия облучения при утилизации лома черных металлов и бетона;

4. расчет полной систематической информации по вероятностным распределениям доз облучения на всех стадиях утилизации лома черных металлов и бетонов;

5. изучение закономерностей формирования индивидуальной и коллективной доз облучения населения при попадании загрязненных радиоактивными веществами материалов в промышленное производство вне сферы регулирующего контроля;

6. расчет рекомендуемых значений допустимых уровней загрязнения черных металлов и бетонов.

Научная новизна работы определяется тем, что в ней впервые:

1. разработана обобщенная модель формирования дозы при различных сценариях облучения, описывающая при помощи ограниченного набора параметров условия облучения на всех стадиях переработки сырья и использовании готовой продукции;

2. реализован алгоритм расчета распределений вероятности получения определенной дозы для лиц, вовлеченных в процесс утилизации материалов, освобожденных от регулирующего контроля;

3. разработан набор сценариев, описывающий условия облучения при утилизации лома черных металлов в отечественной промышленности, включающий сценарии транспортировки, предварительной переработки лома, переплавки лома на металлургическом комбинате, утилизации побочных продуктов переплавки, и использования готовой продукции в строительстве и промышленности;

4. разработан набор сценариев, описывающий последовательность технологической цепочки утилизации бетонов, включая транспортировку лома, дробление, изготовление железобетонных конструкций, использование в строительстве, эксплуатацию здания или дороги;

5. получена систематическая информация по статистическим распределениям дозы на всех стадиях утилизации черных металлов и бетонов;

6. определены основные закономерности формирования дозы и критические сценарии для полного набора радионуклидов, определяющих загрязнение материалов снимаемых с эксплуатации реакторных установок;

7. рассчитаны допустимые уровни загрязненности черных металлов и бетонов для их освобождения в неограниченное использование

Достоверность и обоснованность основных научных положений и выводов диссертационной работы определяется сравнением результатов расчетов настоящей работы с опубликованными в литературе сопоставимыми данными других авторов, использованием для расчетов мощности дозы хорошо тестированных программно-константных комплексов.

Практическая значимость. Проведенный анализ закономерностей формирования доз облучения населения при утилизации содержащих радиоактивные вещества материалов и рекомендованные на его основе допустимые уровни остаточного загрязнения основных материалов (черных металлов и бетонов) ядерных энергетических и исследовательских реакторов создают научную базу для отечественных нормативов в области освобождения от регулирующего контроля материалов с низкой остаточной радиоактивностью. Результаты исследований позволят при выводе из эксплуатации исчерпавших ресурс ядерных реакторов значительно сократить затраты на захоронение материалов с низкой остаточной радиоактивностью, представляющих незначительную опасность, и сконцентрировать ресурсы на решении других первоочередных экологических проблем. Результаты настоящей работы использованы рабочей группой Российской Научной Комиссии по Радиационной Защите при подготовке раздела "Основных Санитарных Правил Обеспечения Радиационной Безопасности - 99" (ОСПОРБ-99), регламентирующего правила обращения с материалами, загрязненными и(или) содержащими радиоактивные вещества.

Разработанные в настоящей работе методы расчета доз и сценарии облучения могут быть использованы для определения наиболее оптимального

10 способа обращения с черными металлами и бетонами реакторных установок с учетом особенностей конкретного проекта по выводу из эксплуатации.

На защиту выносятся следующие основные положения.

1. Наборы математических моделей (сценариев), описывающих условия формирования доз облучения населения для последовательности стадий утилизации черных металлов и бетонов в отечественной промышленности.

2. Методика обоснования допустимых уровней радионуклидного загрязнения материалов, освобождаемых в неограниченное использование, на основе расчета статистических дозовых распределений для лиц, вовлеченных в процесс утилизации.

3. Результаты расчета индивидуальной и коллективной дозы и анализ закономерностей формирования доз облучения населения при утилизации освобожденных от контроля черных металлов и бетонов для 30 радионуклидов, определяющих загрязнение материалов ЯЭУ.

4. Допустимые уровни удельной и полной активности черных металлов и бетонов для их освобождения от контроля и последующий неограниченной утилизации.

5. Перечень основных значимых радионуклидов, определяющих практическую возможность освобождения от контроля и последующей утилизации материалов демонтируемых водо-водяных реакторов в течение первых 100 лет после остановки реактора.

Основные результаты диссертации опубликованы в работах [55,57-66] и докладывались на всероссийской межвузовской научно-практической конференции «Конверсия вузов- защите окружающей среды» (г.Екатеринбург, 2830 июня 1994 г.), международном симпозиуме по радиационной безопасности (г.Москва, 4-9 сентября 1994 г.), VI российской научной конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок (г.Обнинск, 20-23 сентября 1994 г.), IV международном симпозиуме по радиационной безопасности (г.Обнинск, 25-27 сентября 1996 г.), российской научной комиссии по радиационной защите (29 апреля 1997 г.), научно-технической конференции «Экология-97» (г.Санкт-Петербург, 24-25 июня

1997 г.), научном семинаре кафедры радиационной физики, биофизики и экологии МИФИ (16 декабря 1997 г.), научной сессии МИФИ (21-24 января

1998 г.), VII Российской научной конференции по Защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок (Обнинск 22-24 сентября 1998 г.).

В заключение считаю своим долгом выразить глубокую благодарность моему покойному учителю Машковичу В.П. за руководство и помощь в работе.

Выражаю благодарность моему научному руководителю к.т.н., доценту Сахарову В.К., а также товарищам по работе Енговатову И.А., Цыпину С.Г. за внимание и полезные обсуждения результатов работы, Хамьянову Л.П, Маргулису У .Я. за советы по практическому использованию результатов работы, Кутькову В.А. за интерес к работе и полезную информацию по теме диссертации. Хочется выразить особую благодарность Машкович Л.Е., Кудрявцевой А.В. за помощь и внимание к работе.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Clearance-levels for radionuclides in solid materials: application of exemption principles (interim report for comment). IAEA- TECDOC-855,1996.-70 p.

2. Абагян А.А., Бирюков Г.И., Брюнин C.B., и др. Состояние и прогнозы развития ядерной энергетики с СССР. Атомная энергия, 1990, т. 69. вып.2, с. 67-79.

3. Murphy W.E., Lilly M.J.III, Nieves L.A., Chen S.Y. Assessment of recycling or disposal alternatives for radioactive scrape metal/ (Argone National Lab., IL (USA)). 1993,19p.

4. Атоян В.А., Болберов A.A., Брагин Г.А. и др. Комплексное обследование 1-го энергоблока Армянской АЭС после прекращения Эксплуатации. Атомная энергия, 1992, т.72, вып.4, с.345-353.

5. Борисов С.Е., Кудрявцева А.В., Лещенко А.В., Лукьянов М.А., Машкович В.П., Морев М.Н., Неретин В.А., Цофин В.И. ВВЭР-500 как источник наведенной активности при снятии с эксплуатации. Атомная Энергия, 1994, т. 77, вып. 4, с. 314- 318.

6. Smith G.M., Hemming C.R., Clare M.J., Chapuis A.M., Garbay M. Methodology for evaluating radiological consequences of management of veiy low level solid waste arising from the decommissioning, EUR 10058 EN. Commission of European Communities. 1985.

7. Lundgren К. Decommissioning of nuclear reactors. Methods for calculation of radionuclide inventories in contaminated BWR systems. Report RM 91-59, ABB-Atom. 1991.

8. Robertson D.E., Thomas C.K., Wynholh N.L., Haggard D.L. Radionuclide characterization of reactor decommissioning waste neutron-activated metals. (Pacific Northwest Lab, Richland, WA (USA)). 1993.-73p.

9. Making the most of recycling metals. Nuclear Engineering International London, 1996, N10, pp. 34-35.

10. Menon Sh. Recycling material. Nuclear Engineering International, 1995, v.40, N493, pp. 23-25.

11. Климанова А.Ф. Опыт производства заполнителей из отходов и их использование в бетонах. В кн. Использование бетонов в промышленности строительных материалов. Выпуск 26, ВНИИЭСМ. Москва, 1985.

12. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 60. Публикации 60, ч.1., 61 МКРЗ: пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994. 192с.

13. Revilla J.L. Is there any lower limit to the radiological optimization process? Radiation Protection. 1993. vol.13, No 1. pp. 57-64.

14. Radioactive wastes Effluents, Guide ST 6.2 issued by the Finnish Center for Radiation and Nuclear Safety, 1992.

15. Regulations of the National Swedish Institute of Radiation Protection (Sweden) concerning Release of Materials from Nuclear Facilities for Unrestricted Use or Disposal as Waste, 1989.

16. International Atomic Energy Agency. Abe M. Draft report of the WASSAC Subgroup Meeting on the Safe Management of VLLW. IAEA -Vienna, 29-31 May 1996.

17. U.S. Nuclear Regulatory Commission, "Proposed Rule for Radiological Criteria for Decommissioning", 59 FR 43200(a), 1994.

18. U.S. Environmental Protection Agency, "Fact Sheet EPA Radiation Site Cleanup Regulation", Office of Radiation and Indoor Air, January, 1996.

19. Нормы Радиационной Безопасности (НРБ-96). Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96. М.: Госкомсанэпиднадзор России, 1996.

20. Application of Exemption Principles to the Recycle and Reuse of Materials from Nuclear Facilities, Safety Series No 111 P-1.1, IAEA, Vienna, 1992.

21. Radiological Protection Criteria for the Recycling of Materials from the Dismantling of Nuclear Installations, Radiation Protection No.43, CEC, Luxembourg, 1988.

22. Muller-Neuann M.U., Kuckeidu D., Regauer F., Wirth E. derivation of Exemption Activities for Low-Level Waste. Institute for Radiation Hygiene (ISH), Federal Health office, Neuherberg, 1988.

23. Elert M., Wiborgh M., Bengtson A. Basis for criteria for Exemption of Decommissioning Waste, Rep. Kemakta AR 91-26, Kemakta Consult AB, Stockholm, Sweden, 1992.

24. Haristoy D., Guetat P., Chapuis A.M., Definition des Autorisations de sortie on "clearance levels" pour les betons venant du demantelement, CEA, EPSN aport Final SERGD 93/01.

25. Kennedy W.E.Jr., Feloquin R.A. Residual Radioactive Contamination from Decommissioning. Technical Basis for Translating Contamination Levels to Annual Dose, NUREG/CR-5512, PNL-7212, Pacific Northwest Lab., Richland, WA, 1990.

26. Хамьянов Л.П., Нурисламов И.Р. Определение допустимых уровней радиоактивности материалов для их неограниченного и ограниченного использования. Отчет о НИР. М., ВНИИАЭС, 1995.

27. Laser М. Melting and recycling metal waste from decom. Nuclear Europ Worldscan. N1/2,1994, pp. 58-59.

28. Sappok M., Graebener K.H. Melting of radioactive Scrape. In: Practical decommissioning experience with nuclear installations in the European community, Luxembourg, 1992, pp. 167-188.

29. Курдяев Ю.Б., Трошев A.B., Черемисин П.И., Черемискин В.И., Черничен-ко А.А., Шамов В.П. Проблемы утилизации металла использовавшегося в ядерной технологии. Препринт ВНИПИЭТ-19. М.: ЦНИИатоминформ, 1989,-14с.

30. Трошев А.В., Черемискин В.И. Переработка металлических отходов с целью повторного использования в народном хозяйстве. Обзор. М.: ЦНИИатоминформ, 1989.-39с.

31. International Basic Safety Standards for protection against ionizing radiation and for the safety on radiation sources. IAEA, Safety Series N9, IAEA, Vienna, 1994.130

32. Гусев Н.Г., Климанов В.А., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений. Том 1. Физические основы защиты от излучений. Учебник для вузов. 3-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1982.

33. Волобуев В.Ф., Довгий И.И., Анкудинов И.В. Заготовка и переработка вторичных металлов. Учебник для техникумов. М.: Металлургия, 1980, 407 с.

34. Правила перевозки грузов. Часть 1. М.: Транспорт, 1983, с.206.

35. Теверовский Е.Н., Артемова Н.Е., Бондарев А.А. и др. Допустимые выбросы радиоактивных и химических веществ в атмосферу. Под ред. Е.Н. Теверовского, И.А.Терновского. Изд. 2-е, перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 132.

36. Переработка лома и отходов черных металлов (технология, оборудование и организация производства). М.: Металлургия, 1966, 228 с.

37. Предельно допустимые концентрации и ориентировочные безопасные уровни воздействия вредных веществ в воздухе рабочей зоны. Москва, 1992г.

38. Шевелева Л.Н., Метушевская В.И. Качество стали и влияние на него использования лома (по материалам Европейской экономической комиссии ООН) -М.: Машиностроение, 1995. 176 с.

39. Анкудинов Н.В., Левин М.И., Танкуров В.П. Ярошевский С.М. Организация и экономика переработки вторичных черных металлов, М.: Металлургия, 1974, 392 с.

40. Бондаренко О.Л., Васильев И.М., Волобуев В.Ф. и др. Вторичные материальные ресурсы черной металлургии. Справочник. В 2-х т. М.: Экономика, 1986.

41. Якушев А.М. Проектирование сталеплавильных и доменных цехов. М.: Металлургия, 1984.

42. Старов Р.В., Нагарских В.А. Производство стали в конвертерах. Пособие подручному сталевара. Киев.: Технша, 1987, 167 с.

43. Чиграй И.Д., Кудрина А.П. Огнеупоры для производства стали в конвертерных цехах. М.: Металлургия, 1982.

44. Юдина JI.B., Юдин А.В. Металлургические и топливные шлаки в строительстве. Ижевск: Удмуртия, 1995. -140 с.

45. Богин В.А., Вейцман М.И., Зейгер Е.М. и др. Строительство автомобильных дорог: Справочник инженера- дорожника. Изд. 3-е, перераб. и доп.- М.: Транспорт, 1980, -512с.

46. Народное хозяйство СССР в 1988 г.: Статистический ежегодник. Госкомстат СССР. М.: Финансы и статистика, 1989,246 с.

47. Капитальное строительство в СССР. Статистический сборник. Госкомстат СССР. М.: Финансы и статистика, 1988, -246с.

48. Гуринович Е.В. Анализ и прогноз изменения материалоемкости жилищного строительства (дисс.). Госстрой СССР Центральный НИИ экономика и управления строительством, Москва, 1991.

49. Российский статистический ежегодник. Статистический сборник/Госкомстат России. -М, 1995. -976с.

50. Машкович В.П., Морев М.Н. Нормирование нуклидов остаточной радиоактивности и их смесей в черных металлах. Атомная энергия, 1996, т. 81, вып.1, с.48-53.

51. Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений: Справочник. 3-е изд. перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1982, С.-210.

52. Енговатов И.А., Машкович В.П., Морев М.Н., Цыпин С.Г. Обоснованиедопустимой концентрации радионуклидов при утилизации бетона132демонтируемых реакторных установок. Атомная энергия, 1995, т.78, вып.З, с.176-181.

53. Mashkovich V.P., Morev M.N. The clearance levels for concrete decommissioning waste. In: Abstracts of International symposium on radiation Safety. Moscow, 4-9 September 1994, v.l, pp. 45-46.

54. Машкович В.П., Морев М.Н. Допустимые удельные и полные активности при утилизации материалов, содержащих радиоактивные вещества. В кн.: Материалы научно-технической конференции «Экология-97». Санкт-Петербург. 24-25 июня 1997 г., с.134-135