Legгtura

Legгtura este definitг ca fiind contactul sau intercomunicaюia realizatг оntre elementele structurii de forюe care permite schimbul reciproc de informaюii оn scopul оnюelegerii unitare ?i corecte a misiunilor ?i acюiunii,
Legгtura trebuie sг fie continuг ?i reciprocг ?i sг permitг schimbul de informaюii оn volum complet, fгrг erori, la timp ?i оn format uniform acceptat ?i оnюeles.
Responsabilitatea pentru asigurarea legгturii revine astfel:
1. de la superior la subordonat;
2. de la stвnga la dreapta;
3. din spate cгtre оn faюг, pentru structurile de forюe de acela?i rang;
4. de la sprijinitor la sprijinit;
5. de la оnlocuitor la оnlocuit;
Оn general sunt considerate patru mari grupe de legгturi:
- legгtura nemijlocitг;
- legгtura prin ofiюeri sau grupe de legгturг;
- legгtura prin schimbul de documente. Se utilizeazг pentru aceasta mijloace mobile ?i mijloace po?tale;
- legгtura prin mijloace tehnice (telecomunicaюia).


Telecomunicaюia ,Mediul de transmisie

Telecomunicaюia reprezintг orice transmisie ?i/sau recepюie de semnale reprezentвnd semne, scrieri, imagini, sunete sau orice altг reprezentare care poate avea un оnюeles pentru utilizatori, realizatг prin cablu, radio, fibrг opticг sau prin alte mijloace care permit transferul acestor semnale оn scopul asigurгrii unei legгturi оntre doi sau mai mulюi beneficiari.
Оn domeniul militar ?i mai nou ?i оn societatea civilг termenul de telecomunicaюie a fost оnlocuit cu cel de comunicaюie dar fгrг a-?i schimba sensul iniюial. Оn continuare оn lucrare va fi utilizat termenul de comunicaюie (comunicaюii)

Mediul de transmisie reprezintг suportul fizic prin care circulг informaюiile оntre transmiюгtor ?i receptor оn cadrul unui sistem de comunicaюii iar parametrii electrici ai acestora au un rol definitoriu оn calitatea serviciilor realizate. Normele internaюionale definesc toюi parametrii de calitate ai transmisiilor ?i fac recomandгri ca оn funcюie de serviciul suportat sг se utilizeze unul sau altul dintre mediile de transmisie.
MEDII DE TRANSMISIE:
-CABLU: Torsadat, Coaxial, UTP, ;CABLU OPTIC ; MICROUNDE TERESTRE; MICROUNDE PRIN SATELIT;
-Unde scurte
-US RADIO
-Unde ultrascurte
-UUS
Оn funcюie de echipamentele utilizate, un mediu de transmitere poate asigura unul sau mai multe canale de comunicaюii


Canalul de comunicaюii

Canalul de comunicaюii оnseamnг o transmisie de semnale оntre douг puncte.
Canalul de comunicaюie este guvernat de mai mulюi parametri cum sunt: viteza de transmitere, banda de frecvenюг, rata erorilor, niveluri ale semnalului etc. Ace?ti parametri reprezintг indicatorii de calitate ai canalului ?i оn funcюie de ace?tia оl face recomandabil pentru anumite tipuri de servicii. Se deosebesc оn mod deosebit douг mari categorii de canale de comunicaюii:
-a. analogice, оn care semnalul se prezintг sub formг continuг ?i la care principalul parametru оl reprezintг banda de frecvenюг transmisг care se exprimг оn Hz. Caracteristic pentru acest tip de canal este telefonia.
-b. numerice, оn care semnalul circulг sub formг de impulsuri recunoscute prin cele douг simboluri ?0? ?i ?1?. Principalul parametru al acestor tipuri de canale оl reprezintг viteza de transmitere, care se exprimг оn bps (b/s) (biюi pe secundг). Echipamentele (mijloacele) de comunicaюii reprezintг acele elemente care permit circulaюia semnalelor prin mediile de transmisie ?i care asigurг serviciile de comunicaюii. Acestea sunt оmpгrюite оn douг mari categorii:
Echipamente ale mediilor de transmisie, care sunt destinate sг asigure transmiterea semnalelor оn mod specific pentru fiecare mediu de transmisie ?i sг permitг formarea canalelor de comunicaюii. Unele dintre aceste echipamente pot echipa mai multe medii de transmisie (ex. comutatoare, multiplexoare etc.), iar altele sunt specifice (ex. staюiile radio, staюiile radioreleu, staюiile pentru legгturi prin satelit etc.)
Echipamentele terminale, sunt acele dispozitive cu care se echipeazг canalul de comunicaюie ?i care permit prezentarea semnalelor electrice оn formг perceptibilг pentru utilizator: sunet, text sau imagine.


Reюea de comunicaюii

Reюea de comunicaюii, reprezintг totalitatea mijloacelor care asigurг furnizarea serviciilor de comunicaюii оntre un numгr de locaюii dispuse diferit ca poziюie geograficг, denumite noduri, conectate оntre ele prin medii de transmisie, оn care existг echipamente care asigurг accesul utilizatorilor la aceste servicii, Termenul poate fi utilizat de asemenea ?i pentru a defini o parte a unei reюele de comunicaюii mai largг (ca arie geograficг, sau ca numгr de servicii oferite) care asigurг un anume tip de serviciu de comunicaюii sau deserve?te un grup bine definit din cadrul reюelei mari. Sistemul de comunicaюii, este un termen utilizat оn mod neunitar, avвnd mai multe accepюiuni. Оn domeniul comunicaюiilor comerciale nu este utilizat pentru a defini un ansamblu de echipamente ?i servicii ci mai degrabг ca un sector de activitate.


Физиологические реакции живого организма


Всякий живой организм и все его клетки обладают раздражимостью, т. е. способностью отвечать на воздействия внешней среды или нарушения их состояния изменением своей структуры, возникновением, усилением или ослаблением своей активной деятельности, что неразрывно связано с качественными и количественными изменениями обмена веществ и энергии. Изменения структуры и функций организма и его клеток в ответ на различные воздействия называют биологическими реакциями, а воздействия, их вызывающие, - раздражителями, или стимулами.

Понятие биологической реакции ? это все виды ответной деятельности организма, его органов и клеток на различные воздействия.

Реакции клеток проявляются в изменении их формы, структуры, их роста и процесса деления, в образовании в них различных химических соединений, преобразовании потенциальной энергии в кинетическую (электрическую, механическую, тепловую, световую), совершении той или иной работы (перемещении в пространстве, выделении тех или иных веществ, осмотической работе по концентрированию в клетке определенных электролитов).

Реакции целостного организма чрезвычайно многообразны. В процессе их осуществления изменяется деятельность многих органов и бесчисленного множества клеток, ибо организм всегда реагирует на различные воздействия как целое, как единая сложная система. Поэтому хотя реакции организма и совершаются благодаря деятельности клеток, однако они не могут быть сведены к реакциям отдельных клеток. В этом проявляется общее правило, что закономерности системы не могут быть сведены к закономерностям отдельных образующих систему элементов.



Раздражение

Раздражителем живой клетки или организма как целого может оказаться любое изменение внешней среды или внутреннего состояния организма, если оно достаточно велико, возникло достаточно быстро и продолжается достаточно долго.

Все бесконечное разнообразие возможных раздражителей клеток и тканей можно разделить на три группы: физические, физико-химические и химические. К числу физических раздражителей принадлежат температурные, механические (удар, укол, давление, перемещение в пространстве, ускорение и др.), электрические, световые, звуковые. Физико-химическими раздражителями являются изменения осмотического давления, активной реакции среды, электролитного состава коллоидального состояния. К числу химических раздражителей относится множество веществ, имеющих различный состав и свойства, изменяющих обмен веществ или структуру клеток. Химическими раздражителями, способными вызывать физиологические реакции, являются поступающие из внешней среды вещества пищи, лекарственные препараты, яды, а также многие химические соединения, образующиеся в организме, например гормоны, продукты обмена веществ. Раздражителями клеток, вызывающими их деятельность, являются нервные импульсы. Нервные импульсы, поступая по нервным волокнам от нервных окончаний в центральную нервную систему или приходя от нее к периферическим органам - мышцам, железам, вызывают изменения их состояния и деятельности.

По своему физиологическому значению все раздражители делят на адекватные и неадекватные.

Адекватными называются те раздражители, которые действуют на данную биологическую структуру в естественных условиях, к восприятию которых она специально приспособлена и чувствительность к которым у нее чрезвычайно велика. Для палочек и колбочек сетчатки глаза адекватным раздражителем являются лучи видимой части солнечного спектра, для тактильных рецепторов кожи - давление, для вкусовых сосочков языка - разнообразные химические вещества, для скелетных мышц - нервные импульсы, притекающие к ним по моторным нервам.

Неадекватными называются те раздражители, для восприятия которых данная клетка или орган специально не приспособлены. Так, мышца сокращается при воздействии кислоты или щелочи, электрического тока, внезапного растяжения, механического удара, быстрого согревания и т. д.

Клетки значительно более чувствительны по отношению к своим адекватным раздражителям, чем к неадекватным. Это является выражением функционального приспособления, выработавшегося в процессе эволюции


28)Декартово произв. 2-х множеств.


А={1,2,3}

B={a,b}

Составим множество С таким образом что получим множество упорядоченных пар первая компонента которой из множества А вторая из множества В.

С={(1;a)(2;a)(3;a)(1;b)(2;b)(3;b)}

Говорят что множество С ?декартово произведение множества А на множество В.

Декартовым произведением множества А на множество В назыв множество упорядоченных пар составленых таким образом что 1 компонента из множества А, а 2 из множества В.

Характеристическое св-во элементов декартового произведения:

А*B={(x;y):x прин. А и y прин. В}


27)Декар умнож множ на себя.


Пусть дано множество:

А={a,b,c}

Составим С состоящее из всех упорядоченных пар составленых из элементов множества А.

С={(a;a;)(b;b)(c;c)(a;b)(b;a)(b;c)(c;b)(a;c)(c;a)}

Множество С ? это декартово произведение множества А на себя.

Декартовым произведением множества А на себя называется множество упорядоченых пар составленных из элементов данного множества.


26)Связь вычитания с объед и перес.


1) А(В пер.С) =(АВ) об. (АС).

2) А(В об. С) =(АВ) пер.(АС).


25)Разность множеств.


Пример:

А={1,2,3,4,5}

В={5,6,7,8}

Cоставим множество С={1,2,3,4}

Видим что множество С состоит из всех элементов принадлежащих А и не принадлежащих В.

Разность множеств А и В называется множество состоящее из всех элементов множества А не принадлежащих множеству В.

- знак вычитания.

Характеристич. св-во:

АВ = {x: x прин. А и х не прин. В}

Cв ?ва:

Не коммутативна, не ассоциативна, AA= пустое, А пустое = А, АВ(если В подмножество А) = дополнение к В до А.


24)Дополнение к подмножеству.


Даны 2 множества:

А={1,2,3,4,а}

B={1,а} (В принад. А)

Составим С={2,3,4}

Видим что множество С состоит из всех элементов множества А не входящих в множество В, то есть дополняет В до А.

Дополнением к подмножеству данного множества назыв. множество состоящее принадлежащих множеству А и не принадлежащих множеству В.

Характерестич. св-во элементов дополнения:

В(штрих А) = {x: x прин. А и х не прин. В}

и ? соэз одновременного выполнения условий.

Св-во не рассматриваем.


23)Операция объединения.


Даны 2 множества:

А={a,b,c,d,2}

B={1,2,3,4}

Составим множество С={a,b,c,d,1,2,3,4}

Видим что множество С состоит из всех элементов множества А и всех элементов множества В, говорят что С объединение множеств А и В.

Объединением 2-х или нескольких множеств называется множество состоящее из всех элементов каждого из данных множеств.

Характер. св-во элементов объединения:

А объед. В = {x: x прин. А или В}

или - союз объединения.

Св-ва:

Коммутативна, ассоциативна; А объед. А=А; А объед.В=А( если В подмножество А)

А объед. с пустым= А.

Связь операций пересечения и объединения.

1) Дистрибутивный закон пересечения относительно объединения.

А пер.(В об.С) = (А пер. В) об. (А пер.С).

2)Дистрибутивный закон объединения относительно пересечения.

А об. (В пер. С) = (А об. В) пер. (А об. С).


22)Пересечение


Даны 2 множства:

А={a,b,c,d,1}

В={a,3,4,5,1}



Составим C={а,1}

Видим что множество С сотоит из всех общих элементов множеств А и В. Говорят что С ? пересечение множеств А и В.

Пересечением 2-х или нескольких множеств называется множество состоящее из всех общих элементов данных множеств.

Операция нахождения пересечения также называется пересечением.

Характерестическое св-во операции пересечения: А перес. В ={x: x прин. А и В}

и ? союз пересечения.

Св-ва: Операция коммутативна,ассоциативна.

А перес. А=А; А перес. В=В(если В подмножество А); А перес. с пустым=пустое множ.


21)Отношения между множествами.


Подмножества.

А={1,2,а,}

B={1,а}

Видим что кажд. элемент множества В принадлежит А, В подмножество А.

Множество В является подмножеством множества А если каждый элемент множества В является элементом множества А.

Подмножества бывают: собственные и несобственные.

К несобственным подмножествам данного множества относятся само множество и пустое множество.

Н: Найти все подмножества множества А.

А={m,n,p}

{m};{n};{p};{mn};{mp};{pn}- собственное подмножество.

{m,n,p} и пустое множество ? не собственные подмножества.

Операции над множествами.


20)Способы задания множеств.


Множество назыв. заданным если о любом объекте(элементе) можно сказать принадлежит он этому множеству или не принадлежит.

1) Перечисление всех его элементов.

Н: А={2,3,4}

2)Указание характерестических свойств элементов множеств.

Характерестическим свойством элементов множества назыв. такое св-во которым обладает каждый элемент данного множества и не обладает никакой элемент другого множества.

Множества назыв. равным если они сотоят из одних и тех же элементов.

Порядок записи элементов не существенный.

А={1,2,3,а}

B={3,1,2,а}

А=В


19)Конеч. и бескон. множества.


Множество называется конечным если все его элементы можно пересчитать.

Множество бесконечно если его элементы нельзя пересчитать.

К бесконечным относятся:

N ? множество натуральных чисел.

N= {1, 2, 3?..}

Z ? множество целых чисел.

Z = N +{0} + противоположные N.

Q ? множество рациональных чисел.

Q = Z + все дробные.

R - действителные числа.

R= Q + все иррациональные.


18)Отношения между элем. и множ.


Отношения между элементами и множествами выражаются двумя способами.

1) Не принадлежит и принадлежит.




17)Множества.


Множество ? это неопределяемое математичсекое понятие( как в геометрии точка прямая и т.д.)

Математический смысл понятия множества отличается от бытового представления о множестве. В быту множество это много, в математике же можно рассматривать множества состоящиее из одного элемента или не соодержащие элементов вообще.

Множество обознач. большими латинскими буквами.



Множество не содержащее ни одного элемента называется пустым.

Объекты любой природы входящие в состав множетсва называются элементами множетсва и обозначаются маленькими латинскими буквами.




16)Транспонирование матриц.


Если в матрице А поменять местами строчки со столбцами то получиться матрица транспонированная данной.


15)Умножение матриц на число.


Матрицу любого размера можно умножить на любое дейсвительное число.

Произведением матрицы на число называется матрица каждый элемент которой равен произведению элемента данной матрицы на данное число.




14)Определение матриц.


Прямоугольная таблица размера m*n, где m- количество строк, а n ? столбцов называется матрицей размера m*n.

Матрица

называется квадратной если количество столбцов равно количеству строк.

Матрица называется прямоугольной если количество строк не равно количеству столбцов.

Матрица назыв. вектор-строкой если у нее одна строка.


13)Определение минора 3 порядка.


Минором элемента aij называется определитель полученный вычеркиванием i и j столбца в данном определителе.

Обозначение aij ? элемент данного определителя.

Mij ? минор элемента aij.


12)Теор. крамера для сист. 3-х уравнен.


Для того чтобы система 3-х линейных уравнений с 3-мя переменными имела единственое решение необходимо и достаточно чтобы ее главный определитель не равнялся нулю тогда решения можно найти по формуле.

х=дельта х/дельта, у= дельта у/дельта, z= дельта z/дельта.

Если главный определитель = 0, то система имеет бесконечно много решений либо не имеет решений.


11)Определ.сист. 3-х уравнен.


Дана система:

а1х+в1у+с1z=d1

а2х+в2у+с2z=d2

а3х+в3у+с3z=d3

Определитель этой системы:

дельта= а1 в1 с1

а2 в2 с2

а3 в3 с3

дельтаХ=d1 b1 c1

d2 b2 c2

d3 b3 c3

дельтаУ=a1 d1 c1

a2 d2 c2

a3 d3 c3

дельтаZ= a1 b1 d1

a1 b1 d1

a1 b1 d1


10)Сво-во опред. 3 пор.


1)Если в определителе 3 порядка строки со столбцами поменять местами то значение определителя не измениться.

2)Если в определителе 3 порядка есть 2 одинаковые строки или столбца то значение определителя равно нулю.

3)Если каждый элемент какой либо строки или столбца имеет один и тот же множитель то его можно вынести за зна определителя.

4)Если в поределителе к какому либо элементу строки или столбца прибавить элемнты другой строки умноженые на одно и тоже число то значение определителя не измениться.




9)Определитель 3 пор.


состоящим из 9 чисел называется число определяемое следующим образом:

а1 в1 с1

а2 в2 с2 = а1*в2 с3 - в2*а2 с2 + с1*а2 в2

а3 в3 с3 в3 с3 а3 с3 а3 в3.

Такая запись определителя называется разложением определителся по элементам первой строки.

а1, в2, с3 ? числа главной диагонали.

с1, в2, а3 ? числа побочной диагонали.


8)Теор.крамера сист. 2-х лин. урав.


Для того чтобы система 2-х линейных уравнений с 2-мя переменными имела единственое решение необходимо и достаточно чтобы ее главный определител не равнялся нулютогда решение находиться по форумулам:

Х=дельтаХ/дельта, У=дельтаУ/дельта.

Для того чтобы система имела бесконечно много решений необходимо и достаточно чтобы все ее определители равнялись нулю.

Если главный определитель системы равен нулю а один из определителей переменных не равен нулю то система решений не имеет.


7)определ. сис. 2-х лин. с 2-мя перем.


Дана система:

а1х+в1у=с1

а2х+в2у=с2

Выставим ее определитель:

1)дельта = а1 в1

а2 в2

2)дельтаХ= с1 в1

с2 в2

3)дельтаУ=а1 с1

а2 с2


6)Свойства опр. 2


1)Если в определителе 2 порядка поменять местами строчки со столбцами то значение определителя не изменится.

2)Если в определителе второго порядка поменять местами строчки(или столбцы) то значение измениться на противоположное.

3)Если в определителе 2 порядка две одинаковые строки то значение определителся равно нулю.

4)Если в определителе второго порядка каждый элемент какой либо строки(или столбца) имеет одинаковый множитель то его можно вынести за знак определителя.

5)Если в определителе второго порядка к эквивалентам какой либо строки(или столбца)

прибавить элементы другой строки(или столбца) умноженые на одно и тоже число то значение определителся не измениться.


5)Определителя 2 порядка.


Определителем 2 порядка составленым из четных чисел а1, в1, а2, в2 ? назыв. число определяемое следующим образом.

а1 в1

а2 в2 = а1в2 ? в1а2 , где а1в2 ? числа главной диагонали в1а2 ? побочной диагонали.


4)Сист. ?n? урав. с n перемен.


Система вида:

a11x1+a12x2+a13x3?.a1nxn=d1

a21x1+a22x2+a23x3?.a2nxn=d2

an1x1+an2x2+an3x3?.annxn=d3, где d1 ? коэфициент действительного числа а xi- переменная.




3)Уравнения с ?n? перем.


Уравнение вида a1x1+a2x2+a3x3+anxn=d, где ai-коэфициент действит числа, xi ? переменная, d- свободный член, i= 1,??n.


2)Сиcт. 3-х лин.с 3-мя перем.


Система вида:

а1х+в1у+с1z= d1

а2х+в2у+с2z= d2



а3х+в3у+с3z= d3, где x, y, z ? переменные, а а1, в1, с1 ? коэфициенты действительного числа, d1, d2,d3 ? свободные члены.


Решением линейного уравнения с 3-мя переменными


называется упорядоченная тройка чисел образующая уравнение в верное числовое равенство.


1)Ур-е с 3-мя перем.


уравнение вида ах+ву+сz=е, где а,в,с,е ? действительные числа а, х,у,z ? переменные.


задача интерполирования

1.Задача интерполирования. Интерполяционный многочлен в форме Лагранжа. Теорема единственности. Теорема о погрешности интерполяционного многочлена(без доказательства).
Интерполирование – это процесс построения интерполяционной функции, процесс нахождения промежуточных значений табличной функции. Задача интерполяции состоит в том, чтобы построить интерполяционный многочлен Ln(х) степени не выше n, значение которого в заданных узлах совпадает с заданными значениями функции. Многочлен в форме Лагранжа
Теорема о единственности. По заданным (n+1) значениям функции можно построить единственный интерполяционный многочлен. Доказательство. Пусть заданы точки x0, x1,…,xn и значения функции f(x) в этих точках. Сначала покажем, что существует не более, чем один интерполяционный многочлен Pn(x), а затем построим его. Если бы таких многочленов было два - Pn(x) и Rn(x), то их разностью Кп(х) = Pn(x) - Rn(x) был бы многочлен степени не выше n, обращающийся в нуль в n + 1 точках x0, x1,…,xn. Но каждый многочлен, отличный от тождественного нуля, имеет ровно столько корней, считая их кратности, какова его степень. Поэтому Кп(х) = 0, т.е. Pn(x) = Rn(x). Единственность доказана. Теорема о погрешности интерполяционного многочлена.

,где .Это справедливо для любой точки и функции, в которой (n+1) раз дифференцируема на отрезке [а,b].


Метод(алгоритм) Эйткена

2.Метод(алгоритм) Эйткена вычисления интерполяционного многочлена. Пусть требуется найти не общее выражение Ln(x), а лишь его значения при конкретных x, т.е. решается частная задача вычисления отдельных приближенных значений функции f(x) с помощью вычисления соответствующих им значений интерполяционного многочлена Лагранжа Ln(x). Построим вычислительную схему для получения приближенного значения сеточной функции f(x) в заданной точке , в основу которой будет положена интерполяция Лагранжа на сетке узлов x0, x1, …, xn. Схема может быть приведена в следующей треугольной таблице.
y0
y1
y2
y(n-1)
yn
L(0,1,2…n)=L(n)=(L(0…n)*(x-x0)/(xn-x0))+(L(0…n-1)*(xn-x0)/(xn-x0))


Конечные разности. Интерполяционный многочлен в форме Ньютона

3.Конечные разности. Интерполяционный многочлен в форме Ньютона с конечными разностями. Лемма о связи конечных разностей с производными. Рассмотрим интерполяционную задачу для функции f(x):
где .
Конечной разностью 1-го порядка называют разность между двумя соседними значениями f в узлах интерполяции, то есть
.
Конечной разностью 2-го порядка называют разность между двумя соседними конечными разностями 1-го порядка, то есть
.
Конечной разностью порядка m (для ) называют разность между двумя соседними конечными разностями порядка m - 1, то есть
.

Прямая интерполяционная формула Ньютона( конечные разности )
где , а выражения вида Δkyi — конечные разности.
∆к yi =h k f k (ξ)ξ где ξ принадлежит (хi, xk)для f(x) которая к раз дифференцируема на отрезке [хi, xk]


Примеры расходимости процесса интерполирования по равномерной сетке.

4. Примеры расходимости процесса интерполирования по равномерной сетке. Кусочно-многочленная интерполяция и оценка ее погрешности.
Кусочно-многочленная интерполяция. Поскольку увеличение степени интерполянта не всегда ведет к уменьшению погрешности интерполирования, для восстановления значений функции в произвольных точках можно пользоваться функцией, которая между двумя соседними узлами является полиномом заданной невысокой степени, например первой, второй и т.д.. Соответствующая интерполяция называется кусочно-линейной, кусочно-квадратичной и т.д..
В случае кусочно-линейной интерполяции на каждом отрезке xi < x < xi+1 для приближения функции используется полином
, а интерполянт представляет собой ломаную линию, состоящую из отрезков прямых. При кусочно-квадратичной интерполяции интерполянт состоит из отрезков парабол, проходящих через три соседних узла.
Такой подход к интерполированию приводит к тому, что интерполянт в узлах интерполяции может не иметь производной даже первого порядка.


Задача численного интегрирования. Формулы Ньютона-Котеса. Их свойства

5.Задача численного интегрирования. Формулы Ньютона-Котеса. Их свойства.
Задача численного интегрирования функции f(x) заключается в вычислении значения определенного интеграла на основании ряда значений подынтегральной функции yk = f(xk).

где Ln(x)=
подстановка в интеграл вместо функции ее интерполяционного многочлена Лагранжа той или иной степени n приводит к семейству квадратурных формул, называемыми формулами Ньютона-Котеса. Квадратурная формула Ньютона-Котеса при х=а соответствует значение q=0, a x=b значение q=n

где коэффициент Котеса. Эти формулы уже определяют семейство квадратурных формул. Параметром этого семейства является число n - степень интерполяционного многочлена, которым заменяется подынтегральная функция. При выводе формул в этих семействах можно использовать не многочлен Лагранжа, а эквивалентный ему в силу единственности первый многочлен Ньютона. Если n четно и узлы х расположены симметрично то формула Ньютона Котеса точна для любых многочленов Pn+1(x) степени n+1. Примерами могут служить формулы центральных прямоугольников и др.


Понятие отношений в области использования атомной энергии. Правоотношения в области использования атомной энергии.

4, 5 вопрос – понятие отношений в области ИАЭ. Правоотношения в области ИАЭ.
ФЗ «Об использовании АЭ» Статья 1. Отношения, возникающие при использовании атомной энергии в мирных и оборонных целях, регулируются настоящим Федеральным законом, другими законами и иными правовыми актами Российской Федерации. Деятельность, связанная с разработкой, изготовлением, испытанием, эксплуатацией и утилизацией ядерного оружия и ядерных энергетических установок военного назначения, осуществляется на основании иных федеральных законов и не находится в сфере действия настоящего Федерального закона.
Общественные отношения в такой потенциально-опасной сфере человеческой деятельности, как использование атомной энергии в мирных и оборонных целях, требуют всесторонней правовой регламентации.

Предметом правового регулирования атомного права является совокупность общественных отношений, возникающих в связи с использованием атомной энергии как в мирных, так и в оборонных целях.
В настоящее время сложилась совокупность правовых норм и институтов, регулирующих указанные общественные отношения и образующих комплексную отрасль российского права – атомное право. Комплексный характер этой отрасли обусловлен сочетанием в ней норм конституционного, гражданского, административного, экологического, земельного и других отраслей права.
Нормы атомного права, создающие правовые основы деятельности в области использования атомной энергии, должны быть направлены на сбалансированность политических, экономических, оборонных, а также социальных и экологических интересов государства в этой области; прав и охраняемых законом интересов отдельных его граждан. Конечной задачей правового регулирования в области использования атомной энергии является обеспечение безопасного для человека и окружающей природной среды и экономически или военно-политически (при использовании атомной энергии в оборонных целях) целесообразного и эффективного использования атомных технологий. Атомное право должно обеспечивать:
• в области – правовые предпосылки для участия органов законодательной и исполнительной власти РФ и ее субъектов, органов местного самоуправления, организаций и отдельных граждан в решении вопросов использования атомной энергии, равноправное и независимое участие России в международном сотрудничестве;
в области использования атомной энергии;
• в области обороны – суверенитет и независимость России в условиях изменяющейся геополитической обстановки при сохранении паритета ядерных вооружений как гарантии предотвращения внешней агрессии и крупных военных конфликтов;
• в области экономики – дальнейшее расширение и повышение экономической эффективности использования атомной энергии в условиях рыночной экономики;
• в области обеспечения безопасности человека и окружающей среды – создание правовых основ для минимизации риска от радиационного воздействия до столь низкого уровня, который может считаться приемлемым как для отдельных граждан России, так и для общества в целом, а также для окружающей природной среды;
• в области охраны прав человека (в том числе имущественных), защиты правопорядка и обеспечения социальной защиты – обеспечение социальных гарантий для населения и работников объектов использования атомной энергии; возмещение ущерба, причиненного жизни, здоровью и всем видам собственности в результате радиационного воздействия; установление ответственности за правонарушения в области использования атомной энергии; создание приоритетных социальных условий для регионов размещения атомных объектов.


Классификация правоотношений в области использования атомной энергии.

Всю совокупа правовых институтов и правовых режимов, объединяющих в себе нормы атомного права, можно разграничить на две категории.
1. Содействующие использованию ядерной энергии: правовой институт, регулирующий добычу и внедрение урановых руд (соответственно — правовой режим переработки ядерного сырья, включая и создание ядерных материалов); институт патентно-лицензионной защиты (правовой режим передачи ядерной технологии); правовой режим лицензирования и муниципального надзора, включающий в себя две разновидности: правовой режим ядерных установок и правовой режим лицензирования и надзора, связанный с внедрением радиоактивных веществ и остальных источников ионизирующего излучения.
2. Обеспечивающие защиту от угроз, связанных с внедрением ядерной энергии: правовой режим обеспечения радиационной защиты при проведении работ, связанных с внедрением источников ионизирующего излучения; правовой режим гражданско-правовой ответственности и связанный с ним институт страхования и муниципального возмещения; правовой институт физической защиты ядерного материала; правовой режим учета и контроля за сохранностью и внедрением ядерного материала и источников ионизирующего излучения; институт уголовно-правовой ответственности за нарушение норм атомного законодательства.
Некие правовые университеты и правовые режимы носят полный нрав, т. к. содержат нормы, содействующие использованию ядерной энергии, и нормы, направленные на защиту от связанных с сиим ис-пользованием угроз. К данной промежной категории относятся правовые режимы транспортировки ядерного материала и источников ионизирующего излучения и обращения с радиоактивными отходами, включая правовой режим, связанный с демонтажам ядерных объектов.


Метод правового регулирования правоотношений в области использования атомной энергии.

6 вопрос – Метод ПРИАЭ
Предметом правового регулирования атомного права является совокупность общественных отношений, возникающих в связи с использованием атомной энергии как в мирных, так и в оборонных целях.
Своеобразие регулируемых отношений определяет метод правового воздействия на них – метод правового регулирования, для которого характерно определенное сочетание запретов и дозволений, преобладание диспозитивных или императивных норм, специфика санкций и т.д.
МЕТОД ПРАВОВОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ — способ воздействия юридических норм на общественные отношения. Различают императивный и диспозитивный М. п. р. Императивный метод — это способ властного воздействия на участника общественных отношений, урегулированных нормами права. Примером может служить административное или уголовное право. Диспозитивный метод — это способ регулирования отношений между участниками, являющимися равноправными сторонами. Он предоставляет им самим решать вопрос о форме своих взаимоотношений, урегулированных нормами права. Этот метод включает в себя три способа регулирования общественных отношений: а) дозволение совершить известные действия, имеющие правовой характер; б) предоставление участникам общественных отношений, урегулированных нормами права, определенных прав; в) предоставление лицам, участвующим в определенных взаимоотношениях, возможности выбора варианта своего поведения.
В науке права признается два метода – административно-правовой и гражданско-правовой. Суть административно-правового метода правового регулирования заключается в установлении императивных требований: предписаний, дозволений, ограничений и запретов, а также в обеспечении государственного принуждения к должному поведению и исполнению правовых предписаний. Одной из сторон в административных отношениях является уполномоченный орган государства. Соответственно стороны находятся в неравных отношениях – между участниками административных правоотношений складываются отношения власти и подчинения.
В атомном праве административно-правовой метод опосредуется в специфических формах – техническое регулирование, лицензирование, нормирование, экспертиза, сертификация и др.
Гражданско-правовой метод правового регулирования основывается на равенстве сторон правоотношения. В гражданско-правовых отношениях их участники выступают обычно как равноправные субъекты, независимые друг от друга. Посредством заключаемого между ними соглашения они сами определяют свои права и обязанности, которые, однако, должны соответствовать закону, находиться в его рамках. В атомном праве применяются оба метода правового регулирования. Причем в условиях перехода к рыночной экономике, с совершенствованием предпринимательского законодательства, гражданско-правовой метод должен применяться все более широко.


Конституция РФ как источник атомного законодательства.

8 вопрос – Конституция как источник атомного зак-ва
При анализе Конституции РФ как источника экологического права можно выделить две группы норм:
общего характера, важных с точки зрения последовательного обеспечения охраны окружающей среды, рационального природопользования и экологической безопасности, и непосредственно источники экологические. В соответствии со ст. 7 Конституции Российская Федерация - социальное государство, политика которого направлена на создание условий, обеспечивающих достойную жизнь и свободное развитие человека. Эта норма имеет непосредственное отношение к экологическому праву, прежде всего в части обеспечения, соблюдения и защиты, экологических прав каждого. "Достойная жизнь человека", которая должна обеспечиваться в социальном государстве, включает в свое содержание, наряду с материальной обеспеченностью, благополучием, также экологические аспекты.
Конституция устанавливает, что земля и другие природные ресурсы используются и охраняются в Российской Федерации как основа жизни и деятельности народов, проживающих на соответствующей территории (ч. 1 ст. 9). Это положение может оцениваться как конституционное закрепление экологической функции государства и субъектов - природопользователей. Оно содержит их обязанность обеспечить охрану окружающей среды и отдельных природных ресурсов. Объявляя человека, его права и свободы высшей ценностью (ст. 2), Конституция устанавливает, что каждый имеет право на благоприятную окружающую среду, достоверную информацию о ее состоянии и на возмещение ущерба, причиненного его здоровью или имуществу экологическим правонарушением (ст. 42). Одновременно с признанием субъективных экологических прав Конституция возлагает на каждого обязанность сохранять природу и окружающую среду, бережно относиться к природным богатствам (ст. 58).
С учетом федеративного устройства России Конституция определяет, какие вопросы в сфере охраны окружающей среды должны быть решены исключительно на федеральном уровне и
совместно Федерацией и ее субъектами. В частности, в исключительном ведении Российской Федерации находятся: установление основ федеральной политики и федеральные программы в области экологического развития; ядерная энергетика, расщепляющиеся материалы; производство ядовитых веществ и порядок их использования (ст. 71). В основном вопросы природопользования, охраны окружающей среды и обеспечения экологической безопасности, в том числе развитие земельного, водного, лесного законодательства, законодательства о недрах и охране окружающей среды, находятся в совместном ведении РФ и ее субъектов (ст. 72).


Нормы международного права как источники атомного законодательства.

Международное законодательство по ядерной энергии
Сотрудничество государств в области использования ядерной энергии осуществляется в соответствии с общими нормами международного права, включая устав ООН. Основная роль в процессе образования норм международного атомного права принадлежит международному договору.
Процесс разработки и заключения международных договоров имеет свою специфику в международном атомном праве. Почти все проекты договоров в данной отрасли международного права разрабатывались в основном в рамках МАГАТЭ.
Другая особенность процесса нормооб-разования в международном атомном праве заключается в том, что принятие нормы или предшествует практике, или происходит одновременно с ней.
Заключение международных соглашений, регулирующих специальные вопросы сотрудничества в процессе атомной деятельности, представляет собой ведущее направление в развитии международного атомного права. К таким соглашениям следует отнести международные конвенции об ответственности за ядерный ущерб, Международную конвенцию о физической защите ядерных материалов 1980 г. и некоторые другие. Важное значение в международном атомном праве имеют также нормы, содержащиеся в некоторых международных конвенциях по морскому праву. Согласно этим нормам, государства обязаны принимать меры для предупреждения загрязнения моря в результате захоронения радиоактивных отходов либо всякой другой деятельности, включающей применение радиоактивных материалов. Кроме того, международными нормами регулируются условия безопасной эксплуатации и правовой режим судов с ядерными энергетическими установками. Сюда относятся Женевская конвенция Об открытом море 1958 г., международные конвенции по охране человеческой жизни на море 1960 г. и 1974 гг., Конвенция ООН по морскому праву 1982 г. Важными источниками атомного права являются заключенные государствами соглашения о создании специализированных организаций — Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), Объединенного института ядерных исследований (ОИЯИ), Европейской организации ядерных исследований (ЦЕРН) и др., и уставы таких организаций. Кроме многосторонних соглашений государства заключают большое число двусторонних договоров по соответствующим вопросам. К таким договорам относятся, напр. соглашения, регламентирующие условия захода судов с ядерными энергетическими установками в воды или порты договаривающихся государств.
Значительное число норм международного атомного права содержится в многосторонних и двусторонних международных соглашениях о научно-техническом сотрудничестве и оказании технической помощи в различных сферах использования ядерной энергии, в первую очередь в области ядерной энергетики. В настоящее время большинство государств являются участниками таких соглашений. Эти соглашения характеризуются различным содержанием и целевым назначением: предметом регулирования одних является комплексное сотрудничество в области мирного использования ядерной энергии; другие посвящены какому-либо конкретному направлению — проведению совместных исследований, поставке ядерного сырья и топлива, переработке и захоронению радиоактивных отходов, строительству объектов ядерной энергетики и поставке оборудования для них и т. д.
В настоящее время в международных отношениях возрастает роль международных организаций (межправительственных и неправительственных). Это характерно и для международных отношений, связанных с использованием ядерной энергии.
Многие нормы международного атомного права и по существу вся деятельность МАГАТЭ направлены на обеспечение мирного использования ядерной энергии.
К числу договорных источников атомного права относятся и договоры государств с международными организациями. Большую группу таких договоров составляют двусторонние и трехсторонние соглашения о гарантиях и осуществлении контроля за ядерными материалами и объектами, заключенные между правительствами отдельных стран и МАГАТЭ в соответствии с уставом этой организации, Договором о нераспространении ядерного оружия, Договором Тлателол-ко и различными двусторонними соглашениями о сотрудничестве. Примером таких соглашений могут служить и договоры, заключенные с МАГАТЭ по вопросам предоставления государствам технической помощи со стороны агентства, определяющие взаимные права и обязанности агентства и соответствующих государств относительно объема и вида помощи и т. д. Субъектами договорных отношений могут выступать и другие международные организации, специализирующиеся в области ядерной энергии (напр. Европейское сообщество по атомной энергии — Евратом). Международные организации другого профиля могут также принимать документы договорного характера по вопросам, входящим в сферу атомного права (напр. Конвенция Международной организации труда о защите трудящихся от ионизирующей радиации 1960 г., ратифицированная рядом государств).
Договорной практике в области международного атомного права известны также соглашения международных организаций между собой. Примером могут служить соглашения о сотрудничестве между Европейским агентством по ядерной энергии и МАГАТЭ, соглашение МАГАТЭ с Международной организацией гражданской авиации об административном сотрудничестве и др.
Как и в других отраслях международного права, международные организации играют важную роль в создании норм международного атомного права. Кроме уже указанных аспектов участия международных организаций в формировании договорных источников атомного права, можно отметить их роль в выработке текстов и подготовке соответствующих международных соглашений к принятию. Помимо этого, усилиями международных организаций в международном атомном праве подготавливается база для дальнейшего правотворчества в форме разнообразных деклараций, проектов, рекомендаций. Ими создается также большой арсенал вспомогательных средств в виде методических указаний, руководств и других документов, облегчающих понимание, толкование и применение международно-правовых норм. Перечисленные акты международных организаций составляют нормативный резерв для дальнейшего развития международного атомного права. Их можно рассматривать как своеобразный «вспомогательный» источник этого права.
Существование значительного количества норм, в прямом смысле не являющихся международно-правовыми, но тесно с ними взаимодействующих, составляет характерную черту международно-правового регулирования. Много таких норм и в международном атомном праве. Это прежде всего нормы рекомендательного характера, выработанные в результате международно-правового согласования или подготовленные МАГАТЭ и другими международными организациями (минимальные стандартные правила).
Так, в настоящее время МАГАТЭ разработана серия сводов, положений и руководств по безопасности атомных электростанций — Стандарты безопасности МАГАТЭ, а также Основные нормы безопасности при защите от излучения и другие правила безопасности. Эти документы носят рекомендательный характер. При транспортировке радиоактивных веществ страны учитывают также рекомендации агентства, изложенные в Правилах безопасной перевозки радиоактивных материалов, рекомендациях Комитета экспертов по опасным грузам ООН и Всемирной организации здравоохранения. Обязательный характер имеют нормы по безопасности ядерных торговых судов, принятые Международной морской организацией в 1981 г. и являющиеся дополнением к положениям гл. VIII Международной конвенции по охране человеческой жизни на море 1974 г. Международный минимум радиационной защиты содержится и в Рекомендации Международной организации труда о защите трудящихся от ионизирующей радиации (1960 г.). Нормы и принципы международного атомного права в процессе регулирования международно-правовых отношений, связанных с использованием ядерной энергии, тесно переплетаются с нормами и принципами многих отраслей общего международного права, приводя часто к возникновению смежных или пограничных институтов, принадлежащих сразу двум или более отраслям. Общечеловеческий, универсальный характер многих отношений, входящих в круг регулирования международного атомного права, предопределяет их значение для нескольких отраслей международного права одновременно. В связи с этим само международное атомное право приобретает абсолютно глобальный характер.
На стыке международного атомного и международного морского права возникают юридические нормы, регулирующие режим эксплуатации атомных судов, морские перевозки ядерных материалов, ответственность операторов судов с ядерными энергетическими установками за ядерный ущерб и некоторые другие отношения. Ядерная энергия может успешно использоваться для обеспечения длительных полетов в космос и других мирных целей. С 1980 г. на рассмотрении юридического подкомитета Комитета ООН по космосу находится вопрос о правовых аспектах использования ядерных источников энергии в космосе, которые могут быть с равным основанием отнесены как к международному атомному, так и космическому праву.
Тесно связано международное атомное право и с формирующимся международным правом окружающей среды (международным экологическим правом). Использование ядерной энергии ставит перед государствами проблему защиты от ионизирующего излучения. Эта проблема требует большого внимания к мерам радиационной безопасности, сопутствующим использованию ядерной энергии. Развитие ядерной энергетики сопровождается ростом торговли и увеличением перевозок ядерных материалов и оборудования, отработанного ядерного топлива, что сопряжено с опасностью радиоактивного заражения человека и окружающей среды. Необходимость разработки и согласования соответствующих мер приводит к возникновению обширных пограничных областей правового регулирования. В мире уже создан и действует достаточно развитый, хотя и не вполне завершенный международно-правовой механизм, который позволяет, не мешая использованию ядерной энергии, обеспечить противорадиационную защиту биосферы. Основой этого механизма является принцип недопущения радиоактивного заражения нашей планеты, который носит общий характер как для международного атомного права, так и для права окружающей среды.


Понятие и принципы государственного управления в области использования атомной энергии.

15 вопрос – понятие и принципы гос управления в области ИАЭ
Гос управление – это д-ть ОГВ и их д.лиц по реализации сформированных целей в области ИАЭ.
В РФ в соотв с п. «и» ст. 71 К-ции РФ ядерная энергетика отнесена к искл ведению РФ. В развитие этой нормы дальнейшее пр регулир-е отношений вобл ПРИАЭ осущ-ся на основании ФЗ-№170 от 21.11.1995 «Об ИАЭ»
В ссотв со ст. 2 ФЗ № 170 Основными принципами правового регулирования в области использования атомной энергии являются:
-обеспечение безопасности при использовании атомной энергии - защита отдельных лиц, населения и окружающей среды от радиационной опасности;
-доступность информации, связанной с использованием атомной энергии, если эта информация не содержит сведений, составляющих государственную тайну;
-участие граждан, коммерческих и некоммерческих организаций (далее - организации), иных юридических лиц в обсуждении государственной политики, проектов федеральных законов и иных правовых актов Российской Федерации, а также в практической деятельности в области использования атомной энергии;
-возмещение ущерба, причиненного радиационным воздействием; предоставление работникам объектов использования атомной энергии социально-экономических компенсаций за негативное воздействие ионизирующего излучения на здоровье человека и за дополнительные факторы риска; обеспечение социальной защиты граждан, проживающих и (или) осуществляющих трудовую деятельность в районах расположения этих объектов.
Основными задачами правового регулирования отношений, возникающих при осуществлении всех видов деятельности в области использования атомной энергии, являются:
создание правовых основ системы государственного управления использованием атомной энергии и системы государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии;
установление прав, обязанностей и ответственности органов государственной власти, органов местного самоуправления, организаций и иных юридических лиц и граждан.


Радиационное воздействие на человека и окружающую среду (радиационные эффекты, внешнее и внутренне облучение, зависимость онкологического эффекта и дозы, радиочувствительность экосферы).

Радиоактивность - неустойчивость ядер некоторых атомов, проявляющаяся в их способности к самопроизвольным превращениям (распаду), сопровождающимся испусканием ионизирующего излучения или радиацией. Далее мы будем говорить лишь о той радиации, которая связана с радиоактивностью.

Радиация, или ионизирующее излучение - это частицы и гамма-кванты, энергия которых достаточно велика, чтобы при воздействии на вещество создавать ионы разных знаков. Радиацию нельзя вызвать с помощью химических реакций.

Человек подвергается облучению естественными и искусственными источниками радиации. При этом в зависимости от того, расположен ли источник вне или внутри организма, различают внешнее и внутреннее облучение человека.
Внешнему облучению может подвергаться как весь организм (общее облучение), так и отдельные органы и ткани (локальное облучение).
Внешнее облучение обусловлено фоновой составляющей, но особенно оно опасно при авариях на предприятиях ядерного топливного цикла, когда на человека воздействует фоновое излучение от струи выброса или радиоактивного образца, а также от радионуклидов, выпавших на поверхность Земли и на окружающие предметы.
Из встречающихся на практике видов ионизирующих излучений, обусловленных радиоактивным распадом, g-излучение является наиболее проникающим. b-излучение действует главным образом на кожу, а при большой энергии b-частиц на подкожные ткани и хрусталики глаз.
Внутреннее облучение обусловлено поступлением радионуклидов в организм ингаляционным (при вдыхании) или пероральным (через рот) путями, а также через поврежденную (ожог, рана, ссадина) и неповрежденную кожу.
Нуклиды вначале попадают в кровь или лимфу, а затем разносятся по всему телу, или преимущественно в отдельные органы.
Развитие жизни на Земле всегда происходило в присутствии естественного радиационного фона окружающей среды. Естественный фон обусловлен космическим излучением и излучением естественно распределенных природных радиоактивных веществ (в горных породах, почве, атмосфере, а также в тканях человека). Естественный фон создает внешнее облучение – 60%; внутреннее – 40%.
Мощность дозы естественного фона зависит от высоты над уровнем моря, широты места, активности Солнца, количества и вида радионуклидов в горных породах и почве, их поступления в организм человека с воздухом, водой, пищей.
Любой орган живого существа образован скоплением клеток. В каждой клетке содержатся в громадных количествах небольшие молекулы воды, сахаров, аминокислот, витаминов и т.д., а также сложные молекулы (макромолекулы) белков, ферментов и нуклеиновых кислот, необходимые для функционирования клетки. Гибель клетки обусловлена в конечном счете повреждением макромолекул.
Последствием воздействия ионизирующего излучения на живой организм является ионизация и возбуждение атомов и молекул клеток тканей.
Различают два пути воздействия ионизирующего излучения на клетки: прямой и косвенный.
При прямом пути энергия излучения поглощается непосредственно в самих макромолекулах, при этом в результате разрыва химических связей происходит их диссоциация (распад) и они теряют свои биологические функции.
При косвенном пути энергия излучения поглощается молекулами воды и других низкомолекулярных соединений клетки, в результате чего такие молекулы распадаются с образованием вторичных продуктов – свободных радионуклидов, обладающих большой химической активностью. Конечный продукт этого процесса (радиолиза) – токсины повреждают макромолекулы.

6. Радиационные эффекты облучения
________________________________________

При воздействии на организм человека ионизирующая радиация может вызвать два вида эффектов: детерминированный и стохастический.
Детерминированные – биологические эффекты излучения, в отношении которых предполагается существование дозового порога (0,5 ¸ 1 Гр), выше которого тяжесть эффекта зависит от дозы.
К детерминированным эффектам относятся:
1. Острая лучевая болезнь (ОЛБ) – проявляется как при внешнем, так и при внутреннем облучении. В случае однократного равномерного внешнего фотонного облучения ОЛБ возникает при поглощенной дозе D ³ 1 Гр и подразделяется на четыре степени:
I – легкая (D = 1¸2 Гр) смертельный эффект отсутствует.
II – средняя (D = 2¸4 Гр) через 2 ¸ 6 недель после облучения смертельный исход возможен в 20% случаев.
III – тяжелая (D = 4¸6 Гр) средняя летальная доза – в течение 30 дней возможен летальный исход в 50% случаев.
IV – крайней тяжести (D > 6 Гр) – абсолютно смертельная доза – в 100% случаев наступает смерть от кровоизлияний или от инфекционных заболеваний вследствие потери иммунитета (при отсутствии лечения). При лечении смертельный исход может быть исключен даже при дозах около 10 Гр.
2. Хроническая лучевая болезнь формируется постепенно при длительном облучении дозами, значения которых ниже доз, вызывающих ОЛБ, но выше предельно-допустимых. Последствия – лейкоз, опухоли – через 10 – 25 лет возможен летальный исход.
3. Локальные лучевые повреждения характеризуются длительным течением заболевания и могут приводить к лучевому ожогу и раку (некрозу) кожи, помутнению хрусталика глаза (лучевая катаракта).

Стохастические (вероятностные) эффекты – это биологические эффекты излучения, не имеющие дозового порога. Принимается, что вероятность этих эффектов пропорциональна дозе, а тяжесть их проявления от дозы не зависит.
Основные стохастические эффекты:
1. Канцерогенные – злокачественные опухоли, лейкозы – злокачественные изменения крове образующих клеток.
2. Генетические – наследственные болезни, обусловленные генными мутациями.
Стохастические эффекты оцениваются значениями эффективной (эквивалентной) дозы. Имеют длительный латентный (скрытый) период, измеряемый десятками лет после облучения, трудно обнаруживаемы.

Предпосылки существования радиации
Основной предпосылкой существования радиационных поясов является способность геомагнитного поля накапливать и удерживать заряженные частицы не очень большой энергии.
Геомагнитное поле в первом приближении является полем диполя, причем величина напряженности магнитного поля обратно пропорциональна кубу расстояния R между центром диполя и рассматриваемой точкой (если геомагнитная широта постоянна). Зависимость же величины напряженности магнитного поля от широты незначительна. Так, при фиксированном расстоянии от центра диполя величина напряженности меняется всего в два раза при переходе от экваториальных районов к полярным. Силовые линии диполя можно характеризовать удалением силовой линии в плоскости магнитного экватора от центра диполя. Совокупность силовых линий, одинаково удаленных от центра диполя, и называется магнитной оболочкой L.
Для частиц, приходящих в околоземное пространство извне, т. е. для космического излучения, геомагнитное поле представляет собой своеобразный экран, преодолеть который могут только заряженные частицы достаточно высокой энергии. Наиболее сильно отклоняющее действие магнитного поля Земли проявляется на экваторе. Так, протонам, приходящим на магнитный экватор по вертикали, для преодоления магнитного поля необходима энергия 15 ГэВ. С ростом магнитной широты или Z-оболочки критическое значение необходимой для этого энергии для частиц заданной массы и заряда уменьшается. Частицы, имеющие энергию меньше критической, не могут извне попасть на данную i-оболочку, но если происходит введение таких частиц на эти оболочки, то они оказываются захваченными в магнитную ловушку, и время их жизни может быть очень велико (в части, в области внутреннего радиационного пояса оно может составлять десятки лет).
Реальное магнитное поле Земли значительно отличается от поля диполя. Особенно заметно это отличие на малых высотах (вследствие наличия магнитных аномалий) и на больших высотах (из-за взаимодействия геомагнитного поля с солнечным ветром и межпланетным магнитным полем). Однако характер движения заряженных частиц в реальном магнитном поле отражает основные закономерности движения частиц в поле диполя. На заряженную частицу, движущуюся в магнитном поле, действует сила Лоренца, под влиянием которой в однородном магнитном поле частица будет вращаться по окружности перпендикулярно силовым линиям и одновременно перемешаться вдоль силовых линий. Это справедливо и для поля диполя, и для реального геомагнитного поля. Однако по мере продвижения частицы по силовой линии геомагнитного поля от экваториальной плоскости к поверхности Земли угол между вектором скорости частицы и вектором напряженности магнитного поля будет увеличиваться вследствие возрастания последней (при условии, что энергия заряженной частицы существенно меньше критической), и при определенном значении величины напряженности станет равным п/2, при этом произойдет отражение частицы и начнется ее движение в обратном направлении. В условиях разреженной атмосферы частица может совершать большое количество колебаний и таким образом иметь большое время жизни, причем одна из точек отражения частицы будет в Северном, а другая — в Южном полушарии.
Заряженные частицы не только вращаются вокруг силовых линий и совершают колебательные движения по широте, но и перемещаются по долготе. Наиболее просто это понять, рассматривая движение частиц в плоскости экватора. Поскольку геомагнитное поле неоднородно, частица движется не по окружности с постоянным радиусом, как в однородном магнитном поле, а по кривой с переменным радиусом кривизны (по мере удаления от Земли этот радиус увеличивается), что приводит к смещению частицы по долготе. И так как этот процесс происходит многократно, частица будет непрерывно дрейфовать вокруг Земли, причем число оборотов может быть очень большим. Таким образом, при определенных условиях геомагнитное поле становится ловушкой для заряженных частиц не очень высокой энергии, что и обусловливает возникновение и существование радиационных поясов.
Однако для реализации этих возможностей геомагнитного поля нужны источники частиц. Один из таких источников был рассмотрен советскими учеными С. Н. Верно-вым и А. И. Лебединским в 1958 г. — формирование потоков геомагнитно-захваченных частиц посредством действия нейтронного механизма. На атмосферу Земли непрерывно падает поток галактических космических лучей, состоящих в основном из протонов и более тяжелых ядер высокой энергии. При их взаимодействии с веществом атмосферы
происходят ядерные реакции, в результате которых наряду с другими частицами образуются нейтроны. Часть их летит в направлении от Земли и, не подвергаясь действию магнитного поля, может практически беспрепятственно оказаться на любой высоте, в любой области геомагнитного поля. Нейтроны, являясь нестабильными частицами, распадаются на протоны и электроны, которые и захватываются геомагнитным полем. Мощность этого источника частиц невелика, но так как время жизни частиц во внутреннем радиационном поясе очень большое, даже такой источник приводит к появлению интенсивных потоков частиц. Для внешнего радиационного пояса, время жизни частиц в котором значительно меньше, действие нейтронного механизма незначительно. Здесь формирование потоков геомагнитно-захваченных частиц происходит с помощью процессов, протекающих в магнитосфере Земли под действием магнитных бурь и других возмущений, связанных с солнечной активностью. Первоначально частицы попадают на внешние оболочки внешнего радиационного пояса в результате процессов, связанных с вытягиванием магнитных силовых линий и последующим их возвращением в исходное состояние. При этом заряженные частицы получают первоначальное ускорение. В дальнейшем под действием геомагнитных возмущений определенного типа происходит диффузионное перемещение заряженных частиц с внешних магнитных оболочек на внутренние, расположенные ближе к Земле. По мере приближения к Земле напряженность магнитного поля возрастает и происходит ускорение частиц. Количественная теория этого процесса, позволившая объяснить многие свойства радиационных поясов, была разработана советским ученым Б. А. Тверским.
Катаракта нефросклероз злокачественные опухоли
Одним из наиболее типичных проявлений отдаленных последствий облучения является катаракта (помутнение хрусталика), возникающая при общем облучении организма или местном облучении области глаза. Вероятность возникновения естественной катаракты у человека очень низка. У 25—30 % людей, находившихся в момент взрыва атомной бомбы в Хиросиме на расстоянии около 4 км от эпицентра, катаракта начала появляться через несколько месяцев после взрыва и продолжала возникать спустя 12 лет и более. Деление клеток хрусталика происходит в течение всей жизни человека, поэтому его можно рассматривать как постоянно обновляющуюся ткань. Однако он не имеет кровоснабжения и не обладает механизмом удаления клеток, так что пораженные ионизирующим излучением волокна не удаляются из хрусталика, а движутся к заднему полюсу и, будучи непрозрачными, приводят к его помутнению. Пороговая доза для возникновения катаракты при однократном облучении рентгеновскими лучами глаза человека — 2 Гр, при фракционном облучении (от 3 недель до 3 месяцев) — 4—5 Гр. Для некоторых групп лабораторных животных, имеющих высокую вероятность естественного развития помутнения хрусталика, пороговыми являются дозы несколько сотых грея.
К отдаленным последствиям действия ионизирующего излучения относится также нефросклероз, развивающийся в результате повреждения почечной ткани и сосудов почек. В обычных условиях почка характеризуется незначительной пролиферацией клеток, и влияние облучения на нее, за исключением высоких доз, проявляется поздно. В почках человека и животных, подвергшихся облучению, происходят морфологические изменения: атрофия эпителия почечных канальцев, увеличение объема соединительной ткани, фиброз, сужение просвета сосудов, дегенерация и некроз почечных клубочков. Пороговые дозы повреждения почек практически одинаковы для разных животных и составляют 5—12 Гр. При фракционном облучении пороговые дозы могут возрасти, по крайней мере, в 3 раза. Почки новорожденного обладают гораздо большей радиочувствительностью. Остается открытым вопрос — к первичным или вторичным нарушениям относится развивающаяся после облучения почечная патология. Многочисленные повреждения сосудов проявляются через несколько месяцев и даже лет после облучения и постепенно нарастают, мало чем отличаясь от сосудистых изменений в других органах. Облучение в суммарной дозе 10—20 Гр вызывает в почках необратимые изменения.
Одним из наиболее серьезных отдаленных последствий радиационного воздействия является возникновение злокачественных опухолей (см. «Радиационный канцерогенез»).
По предложению Научного комитета ООН по действию атомной радиации (НКДАР), для определения риска возникновения различных злокачественных новообразований используется величина, определяемая как число случаев на миллион человек на 1 рад (0,01 Гр). Расчет этой величины проводится по данным, полученным при дозах в 100 и более раз превышающих 1 рад, исходя из гипотезы линейности и беспороговости. Наиболее полная информация о возникновении у человека лейкозов и опухолей, вызванных облучением, содержится в материалах НКДАР ООН об исследовании людей, переживших атомную бомбардировку в Хиросиме и Нагасаки, а также наблюдении больных после локального облучения с терапевтическими целями и людей, облучаемых в результате профессиональной деятельности (табл. 1).
Известно немало фактов, подтверждающих, что ведущую роль при малых дозах, сопоставимых с естественным радиоактивным фоном, приобретает воздействие на ре-гуляторные системы организма, повышающие общую сопротивляемость организма неблагоприятным факторам внешней среды. В связи с этим представляют интерес данные эпидемиологических исследований смертности от рака в США: в штатах с повышенным радиоактивным фоном заболеваемость раком (все формы) в течение 15 лет не повышалась, а закономерно снижалась.
В связи с увеличившимся в последние годы риском возникновения злокачественных опухолей в результате радиационного воздействия особую актуальность приобретает вопрос нормирования допустимых доз ионизирующего излучения. Согласно концепции нормирования канцерогенов, допустимая доза канцерогена — это доза, обусловливающая величину превышения риска, не выходящую за пределы статистически значимых отклонений риска спонтанного заболевания раком, т. е. не способная вызвать повреждающий эффект, который может быть обнаружен существующими методами исследований. Суммарный естественный канцерогенный риск для всех органов к настоящему времени можно оценить для человека величиной около 20 • 106 случаев в год (с ошибкой около 0,4• 106 случаев в год). Для риска за всю продолжительность жизни человека эта ошибка составляет около 4 ■ 103. Таким образом, канцерогенный эффект от дозы, вызывающей риск 0,4 % за всю продолжительность жизни, не будет выявлен никакими методами исследования. Такая доза может рассматриваться как «практический порог».
Другой путь в обосновании нормирования канцерогенов заключается в использовании концепции «выведения рака за пределы наибольшей продолжительности жизни», основанной на определении такой малой дозы фактора, вызывающего канцерогенез, когда величина латентного периода становится больше продолжительности жизни. Экспериментальные данные показывают, что продолжительность латентного периода действительно возрастает с уменьшением дозы и стремится к определенной постоянной величине, часто не превышающей продолжительность жизни.
В настоящее время не существует однозначных доказательств наличия или отсутствия порога в канцерогенном действии ионизирующего излучения. В этих условиях наиболее обоснованным является принятие концепции беспороговости как наиболее согласующейся с теоретическими предпосылками, а также наиболее осторожной и щадящей. Линейная беспороговая гипотеза канцерогенного действия радиации для целей нормирования требует установления социально приемлемого уровня риска. Безопасной считается такая доза ионизирующего излучения, которая способна вызвать опухоли с частотой 1 • 10*.
Дозы облучения населения
Большую часть облучения от источников естественной радиации человек получает за счет земных источников — в среднем более 5/6 годовой эффективной эквивалентной дозы, получаемой населением (в основном внутреннее облучение). Оставшаяся часть приходится на космическое излучение (главным образом внешнее облучение). Эффективная эквивалентная доза от воздействия космического излучения составляет около 300 мкЗв/год (для живущих на уровне моря), для живущих выше 2 тыс. м над уровнем моря эта величина в несколько раз больше. Еще более интенсивному облучению подвергаются экипажи и пассажиры самолетов: на высоте 4 тыс. м уровень облучения за счет космического излучения возрастает примерно в 25 раз. В целом за счет использования воздушного транспорта человечество получает в год коллективную эффективную эквивалентную дозу около 2 тыс. чел-Зв.
Уровень ионизирующего излучения, обусловленный земными источниками, неодинаков для разных районов земного шара. Согласно исследованиям, проведенным во Франции, Германии, Италии, Японии и США, примерно 95 % населения этих стран живет в местах, где мощность дозы ионизирующего излучения в среднем составляет 0,3—0,6 мЗв/год. Некоторые группы населения получают значительно более высокие дозы: около 3 % населения получает в среднем 1 мЗв/год, а около 1,5 % — более 1,4 мЗв/год. Существуют области, где уровень естественной радиации еще выше.
Напр., возле города Посус-ди-Калдас (Бразилия) есть небольшая возвышенность с уровнем ионизирующего излучения, в 800 раз превосходящим средний. Эквивалентная доза, получаемая 12-тысячным населением близлежащего курортного города Гуарапари, достигает 250 мЗв/год. На юго-западе Индии 70 тыс. человек живут на прибрежной полосе длиной 55 км, вдоль которой тянутся пески, богатые торием. Исследования, охватившие 8513 человек из числа проживающих на этой полосе, показали, что данная группа лиц получает эквивалентную дозу в среднем 3,8 мЗв/год иа человека. Из них более 500 человек — свыше 8,7 мЗв/год, а около 60 человек — свыше 17 мЗв/год (в 50 раз больше средней годовой дозы внешнего облучения от земных источников). Известны места с высоким уровнем ионизирующего излучения во Франции, Нигерии, России, на Мадагаскаре.
По данным НКДАР ООН, средняя эффективная эквивалентная доза внешнего облучения, которую человек получает в год от земных источников естественной радиации, составляет примерно 350 мкЗв, т. е. чуть больше средней индивидуальной дозы от воздействия радиоактивного фона, создаваемого космическим излучением на уровне моря.
Примерно 2/3 эффективной эквивалентной дозы внутреннего облучения, получаемой человеком от естественных источников радиации, обусловливают радиоактивные вещества, попадающие в организм с пищей, водой и воздухом. Небольшая часть этой дозы приходится на космогенные радионуклиды (углерод-14 и тритий), основная ее часть — на источники земного происхождения: около 180 мЗв/год в среднем человек получает за счет калия-40, усваивающегося организмом вместе со стабильными изотопами калия, необходимыми для жизнедеятельности организма. В наибольшей степени дозу внутреннего облучения человека формируют радионуклиды ряда урана-238 и, в меньшей степени, тория-232. Некоторые из них, напр. свинец-210 и полоний-210, поступают в организм с пищей. Они накапливаются в рыбе и моллюсках, а также в тканях северных оленей (особенно полоний-210). Доза внутреннего облучения человека, питающегося в основном мясом этих животных, может в 35 раз превышать среднее значение. Население Западной Австралии, проживающее в районах с повышенной концентрацией урана, питающееся мясом овец и кенгуру, получает дозы, в 75 раз превосходящие средний уровень.
Относительно недавно было установлено, что наиболее сильным из всех естественных источников радиации является невидимый, не имеющий вкуса и запаха тяжелый газ радон, составляющий с дочерними продуктами распада примерно 3/4 годовой индивидуальной эффективной эквивалентной дозы, получаемой населением от земных источников радиации, и около 1/2 дозы от всех естественных источников радиации. Основную часть этой дозы человек получает от радионуклидов, попадающих в его организм с вдыхаемым воздухом, особенно в непроветриваемых помещениях. В зонах с умеренным климатом концентрация радона в закрытых помещениях в среднем примерно в 8 раз выше, чем в наружном воздухе.
В конце 1970-х гг. в Швеции и Финляндии обнаружены строения, внутри которых концентрация радона в 5 тыс. раз превышала среднюю его концентрацию в наружном воздухе. Самые распространенные строительные материалы (дерево, кирпич и бетон) выделяют относительно немного радона. Гораздо большей удельной радиоактивностью обладают гранит и пемза. В США и Канаде в строительстве применялись побочные продукты переработки фосфорных руд: калыдийсиликатный шлак (при производстве бетона) и фосфогипс (при изготовлении строительных блоков, сухой штукатурки, перегородок и цемента). Впоследствии обнаружилось, что эти продукты обладают высокой радиоактивностью. В строительстве применяли и другие промышленные отходы с высокой радиоактивностью: отходы производства алюминия (кирпич из красной глины), отходы черной металлургии (доменный шлак), зольную пыль, образующуюся при сжигании угля.
Радон может поступать в жилые помещения с водой и природным газом. Его концентрация чрезвычайно велика в воде из глубоких колодцев или артезианских скважин. Наибольшая зарегистрированная удельная радиоактивность воды в системах водоснабжения составляет 100 млн Бк/м3. При кипячении воды радон в значительной степени улетучивается, поэтому основную опасность представляет попадание паров воды с высоКИМ содержанием радона в легкие с вдыхаемым воздухом. При переработке и хранении природного газа большая часть радона улетучивается, но концентрация радона в помещении может заметно возрасти, если кухонные плиты, в которых сжигается газ, не снабжены вытяжкой. Доля домов, внутри которых концентрация радона и его дочерних продуктов составляет 1—10 тыс. Бк/м3, в различных странах колеблется от 0,01 до 0,1 %. Эффективная эквивалентная доза от воздействия радона и его дочерних продуктов составляет в среднем около 1 мЗв/год, т. е. около 1/2 всей годовой дозы, получаемой человеком в среднем от всех естественных источников радиации.
Из других источников естественной радиации следует назвать уголь. Хотя концентрация радионуклидов в разных угольных пластах различается в сотни раз, в основном уголь содержит меньше радионуклидов, чем земная кора в среднем. Но при сжигании угля большая часть его минеральных компонентов спекается в шлак или золу, куда главным образом и попадают радиоактивные вещества. Основная часть золы и шлак остаются на дне топки. Более легкая зольная пыль выносится тягой в трубу электростанции. Количество этой пыли зависит от качества очистных устройств. Каждый ГВт-год электроэнергии обходится человечеству в 2 чел-Зв ожидаемой коллективной эффективной эквивалентной дозы. На приготовление пищи и отопление жилых домов расходуется меньше угля, но зато больше зольной пыли летит в воздух в пересчете на единицу топлива. Из-за сжигания угля в домашних условиях во всем мире в 1979 г. ожидаемая коллективная эффективная эквивалентная доза облучения населения Земли возросла на 100 тыс. чел-Зв.
Еще один источник облучения населения — термальные водоемы. Некоторые страны эксплуатируют подземные резервуары пара и горячей воды для производства электроэнергии и отопления домов (один такой источник, напр. вращает турбины электростанции в г. Лардерелло в Италии с начала нашего века). Измерения эмиссии радона еще на двух электростанциях в Италии показали, что на каждый ГВт-год вырабатываемой ими электроэнергии приходится ожидаемая эффективная эквивалентная доза 6 чел-Зв. Однако в настоящее время суммарная мощность энергетических установок, работающих на геотермальных источниках, составляет всего 0,1 % мировой мощности, так что геотермальная энергетика вносит ничтожный вклад в облучение населения.
Добыча фосфатов ведется во многих местах земного шара, они используются главным образом для производства удобрений. Большинство разрабатываемых в настоящее время фосфатных месторождений содержит уран. В процессе добычи и переработки руды выделяется радон, да и сами удобрения радиоактивны, и содержащиеся в них радиоизотопы проникают из почвы в пищевые культуры. Радиоактивное загрязнение в этом случае бывает обыкновенно незначительным, но возрастает при внесении удобрений в землю в жидком виде или скармливании скоту содержащих фосфаты веществ. Все эти аспекты применения фосфатов дают за год ожидаемую эффективную эквивалентную дозу примерно 6 тыс. чел-Зв, в то время как соответствующая доза из-за применения фосфогипса составляет около 300 тыс. чел-Зв.
Радиационный канцерогенез
Радиационный канцерогенез (лат. cancer — рак, rp. genesis — происхождение) иначе называют онкогенез (гр. onkos — вздутость) или бластомогенез (гр. blastos — росток, …ота — окончание в названии опухолей) — это процесс превращения нормальных клеток и тканей организма в опухолевые. Включает ряд предопухолевых стадий и завершается опухолевым трансформированием (перерождением).
Существование злокачественных опухолей было известно человечеству еще в глубокой древности. Гиппократ и другие основатели древней медицины выделяли опухоли среди других болезней. Вместе с тем до конца XIX в. опухоли считали сравнительно редким заболеванием, а представления о причинах и механизме их возникновения, развития и распространении были весьма приблизительны. Высокая смертность от широко распространенных инфекционных болезней (чума, холера, тиф, оспа) снижала среднюю продолжительность жизни населения (в XVII в. в странах Европы она не превышала 35 лет), а поскольку злокачественные опухоли появляются главным образом у пожилых людей, встречались они достаточно редко. Это не означает, что люди не болели и не погибали в результате опухолевых заболеваний, однако выявить их истинную распространенность в то время было практически невозможно.
Интенсивное развитие микробиологии и эпидемиологии, заложивших прочный фундамент борьбы с инфекционными болезнями, способствовало уменьшению заболеваемости ими и увеличению продолжительности жизни населения. С конца XIX в. инфекционные болезни постепенно уступают ведущее положение среди заболеваний и причин смертности населения развитых стран Европы и Америки злокачественным опухолям (наряду с сердечно-сосудистыми заболеваниями).
Достижения цитологии, генетики, биохимии, патологии, иммунологии, вирусологии, радиологии, а также хирургии и других отраслей клинической медицины создали необходимые условия для становления и развития комплексной медико-биологической дисциплины — онкологии, которая изучает теоретические, экспериментальные и клинические аспекты возникновения опухолей у человека, животных и растений и разрабатывает методы распознавания, лечения и профилактики опухолей.

2.1.3. Биологическое действие радиации на человека. Радиационные эффекты облучения людей
Радиационное воздействие на человека заключается в ионизации тканей его тела и возникновении лучевой болезни. Степень поражения зависит от дозы ионизирующего излучения, времени, в течение которого эта доза получена, площади облучения тела, общего состояния организма.
Виды радиационного воздействия на людей и животных
• Внешнее облучение при прохождении радиоактивного облака.
• Внешнее облучение, обусловленное радиоактивным загрязнением поверхности земли, зданий, сооружений и т.п.
• Внутреннее облучение при вдыхании радиоактивных аэрозолей, продуктов деления (ингаляционная опасность).
• Внутреннее облучение в результате потребления загрязненных продуктов питания и воды.
• Контактное облучение при попадании радиоактивных веществ на кожные покровы и одежду.
• Радиационное воздействие на человека заключается в нарушении жизненных функций различных органов. Прежде всего, поражаются кроветворные органы, в результате чего наступает кислородный голод тканей, резко снижается иммунная защищенность организма, ухудшается свертываемость крови и развивается лучевая болезнь.
В результате облучения в живой ткани, как и в любой среде, поглощается энергия, возникают возбуждение и ионизация атомов облучаемого вещества. Поскольку у человека основную часть массы тела составляет вода (около 75 %), то первичные процессы воздействия излучений определяются поглощением их водой клеток, ионизацией молекул воды с образованием свободных радикалов типа ОН или Н и последующими цепными реакциями (в основном окисление этими радикалами молекул белка). В дальнейшем под действием первичных процессов в клетках возникают функциональные изменения, подчиняющиеся уже биологическим закономерностям жизни клеток. Наиболее важные изменения в клетках следующие:
• повреждение механизма делением и хромосомного аппарата облученной клетки;
• блокирование процессов обновления и дифференцировки клеток;
• блокирование процессов пролиферации и последующей физиологической регенерации тканей.
Наиболее радиочувствительными являются клетки постоянно обновляющихся тканей и органов (костный мозг, селезенка, половые железы и т.п.).
Воздействие атомных станций на окружающую среду
Техногенные воздействия на окружающую среду при строительстве и эксплуатации атомных электростанций многообразны. Обычно говорят, что имеются физические, химические, радиационные и другие факторы техногенного воздействия эксплуатации АЭС на объекты окружающей среды.
Наиболее существенные факторы -
• локальное механическое воздействие на рельеф - при строительстве,
• повреждение особей в технологических системах - при эксплуатации,
• сток поверхностных и грунтовых вод, содержащих химические и радиоактивные компоненты,
• изменение характера землепользования и обменных процессов в непосредственной близости от АЭС,
• изменение микроклиматических характеристик прилежащих районов.
Возникновение мощных источников тепла в виде градирен, водоемов - охладителей при эксплуатации АЭС обычно заметным образом изменяет микроклиматические характеристики прилежащих районов. Движение воды в системе внешнего теплоотвода, сбросы технологических вод, содержащих разнообразные химические компоненты оказывают травмирующее воздействие на популяции, флору и фауну экосистем.
Особое значение имеет распространение радиоактивных веществ в окружающем пространстве. В комплексе сложных вопросов по защите окружающей среды большую общественную значимость имеют проблемы безопасности атомных станций (АС), идущих на смену тепловым станциям на органическом ископаемом топливе. Общепризнанно, что АС при их нормальной эксплуатации намного - не менее чем в 5-10 раз "чище" в экологическом отношении тепловых электростанций (ТЭС) на угле. Однако при авариях АС могут оказывать существенное радиационное воздействие на людей, экосистемы. Поэтому обеспечение безопасности экосферы и защиты окружающей среды от вредных воздействий АС - крупная научная и технологическая задача ядерной энергетики, обеспечивающая ее будущее.
Отметим важность не только радиационных факторов возможных вредных воздействий АС на экосистемы, но и тепловое и химическое загрязнение окружающей среды, механическое воздействие на обитателей водоемов-охладителей, изменения гидрологических характеристик прилежащих к АС районов, т.е. весь комплекс техногенных воздействий, влияющих на экологическое благополучие окружающей среды.
Выбросы и сбросы вредных веществ при эксплуатации АС
Перенос радиоактивности в окружающей среде
Исходными событиями, которые развиваясь во времени, в конечном счете могут привести к вредным воздействиям на человека и окружающую среду, являются выбросы и сбросы радиоактивности и токсических веществ из систем АС. Эти выбросы делят на газовые и аэрозольные, выбрасываемые в атмосферу через трубу, и жидкие сбросы, в которых вредные примеси присутствуют в виде растворов или мелкодисперсных смесей, попадающие в водоемы. Возможны и промежуточные ситуации, как при некоторых авариях, когда горячая вода выбрасывается в атмосферу и разделяется на пар и воду.
Выбросы могут быть как постоянными, находящимися под контролем эксплуатационного персонала, так и аварийными, залповыми. Включаясь в многообразные движения атмосферы, поверхностных и подземных потоков, радиоактивные и токсические вещества распространяются в окружающей среде, попадают в растения, в организмы животных и человека. На рисунке показаны воздушные, поверхностные и подземные пути миграции вредных веществ в окружающей среде. Вторичные, менее значимые для нас пути, такие как ветровой перенос пыли и испарений, как и конечные потребители вредных веществ на рисунке не показаны.


Понятие ядерной и радиационной безопасности. Характеристика законодательства о ядерной и радиационной безопасности.

В соотв с ФЗ от 9 января 1996 № 3 ФЗ радиационная безопасность населения (далее - радиационная безопасность) - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения;
Ядерная безопасность - это такое состояние развития общественных отношений в сфере использования ядерной энергии, в частности в ядерной энергетике, за которого системой научно-технических, организационных, экономических, государственно-правовых и других социальных средств регуляции обеспечивается надлежащий безопасный режим использования ядерных установок (объектов), ядерных материалов, и тому подобное, который побуждает к безусловному соблюдению требований законодательство, норм, правил, стандартов и условий, которые действуют в сфере использования ядерной энергии.
Четкое соблюдение режима использования ядерной энергии является основой предотвращения и недопущения радиоактивного загрязнения окружающей естественной среды с целью как обеспечения жизни и здоровья людей, так и охраны окружающей среды, или, иначе говоря, с целью обеспечения радиационной безопасности. Именно соблюдение норм, правил, стандартов и условий использования ядерных материалов, составляет основу обеспечения радиационной безопасности. Следовательно, ядерная и радиационная безопасность настолько тесно взаимосвязаны, что без соблюдения и обеспечения первой нельзя вести речь и надеяться на обеспечение второй.
Нормы, правила и стандарты ядерной безопасности - это критерии, требования и условия обеспечения безопасности, во время использования ядерной энергии. их соблюдение является обязательным при осуществлении любого вида деятельности в сфере использования ядерной энергии. Требования отмеченных норм, правил и стандартов, принимаются с учетом рекомендаций международных организаций в сфере использования ядерной энергии.
Согласно определению МАГАТЭ основная цель ядерной безопасности - поддерживать радиоактивное облучение от ядерной установки (населения и персонала) на максимально возможном низком уровне как в процессе нормальной эксплуатации ядерной установки, так и в случае аварийного инцидента.
Одно из основных направлений использования ядерной энергии - производство тепло-, и электроэнергии. Невзирая на то, что оценка роли и перспектив развития ядерной энергетики неоднозначные как в Украине, так и за рубежом, альтернатив ей в ближайшее время, как утверждают специалисты, нет. К тому же Украина недавно ввела в эксплуатацию новые энергоблоки на Хмельницкой и Ровенской АЭС.
В то же время очевидно, что использование ядерной энергии в упомянутых сферах принадлежит к наиболее потенциально опасным технологиям. Катастрофа на ЧАЭС серьезно подорвала доверие к ядерной энергетике. Возникла необходимость в принятии дополнительных мероприятий по повышению уровня ядерной безопасности АЭС во всем мире. Ведь среди всех отраслей использования ядерной энергии, источников ионизирующего излучения, ядерная энергетика остается наиболее опасной. Вот почему на фоне общего неблагополучия состояния окружающей естественной среды задания сохранения жизни и здоровья человека и безопасности среды ее существования остается в ядерной энергетике одним из главных.
В современных условиях, когда развитие ядерной энергетики приобрело широкомасштабный характер и выросли количество стран, которые эксплуатируют объекты ядерной энергетики, обеспечения ядерной безопасности, вышло за пределы интересов отдельного государства и приобрело международное значение.
В связи с этим в 1989 г. под эгидой МАГАТЭ, учитывая требования времени была разработана Международная шкала тяжести событий на атомных станциях. Отмеченная шкала является средством для быстрой оценки возможных последствий инцидентов на АЭС. Классифицируя события в соответствии с их значимостью, она облегчает взаимопонимание между ядерным содружеством.
Координация и объединение усилий по обеспечению ядерной безопасности - сравнительно новое направление международного сотрудничества в сфере мирного использования ядерной энергии. Одна из особенностей этого направления заключается в том, что он все больше приобретает международно-правовых форм. Свидетельством этого является принятие Международной конвенции из ядерной безопасности (в 1994 г.), которую Украина ратифицировала 17 декабря в 1997 г. с предостережением о том, что положение ст. 3 конвенции не применяется к объекту «Укрытия».
Основными целями Международной конвенции из ядерной безопасности является:
- достижение высокого уровня ядерной безопасности во всем мире на основе укрепления национальных мероприятий и международного сотрудничества, в том числе в соответствующих случаях, на основе технического сотрудничества, в сфере безопасности и поддержании такого уровня;
- разработка и поддержание на ядерных установках эффективных средств защиты от потенциальной радиационной опасности с тем, чтобы защитить отдельные личности, общество в целом и окружающая среда от вредного влияния ионизирующих излучений от таких установок;
- предотвращение аварий с радиологическими последствиями, смягчение таких последствий в случае, когда аварии произойдут.
Радиационную безопасность следует рассматривать как составляющую и предпосылку экологической безопасности. Существуют разнообразные подходы к определению отмеченного понятия. Да, «радиационная безопасность» определяется как комплекс мероприятий, направленных на ограничение облучения персонала, отдельных личностей, с населения и всего населения до наиболее низких уровней дозы, которые достигаются средствами, приемлемыми для общества; на предотвращение возникновения ранних последствий облучения и ограничения проявлений отдаленных последствий к приемлемому уровню.
Радиационная безопасность определяется также как система законодательных средств (в том числе норм радиационной безопасности), направленная на ограничение возможного облучения населения и персонала в результате использования источников ионизирующего излучения.
Из приведенных формулировок выплывает, что радиационная безопасность рассматривается как «комплекс мероприятий» или «система законодательных средств». Термин «радиационная безопасность» объясняется и как комплекс административных и медико-санитарных мероприятий, которые ограничивают приемлемыми уровнями облучения и радиоактивное загрязнение отдельных личностей, населения и окружающей среды.

ЗАКОНОДАТЕЛЬСТВО
Федеральный закон "О Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом"
От 1 декабря 2007 года N 317-ФЗ
[ 12.09.2008 Casefile ]
Федеральный закон "Об использовании атомной энергии"
От 21 ноября 1995 года N 170-ФЗ
[ 07.05.2007 Casefile ]
Декларация о предотвращении ядерной катастрофы
9 декабря 1981 года.
[ 07.05.2007 Casefile ]
Конвенция о ядерной безопасности
Вена, 17 июня 1994 года. Конвенция вступила в силу для России 24.10.1996.
[ 07.05.2007 Casefile ]
Конвенция об оперативном оповещении о ядерной аварии
Вена, 26 сентября 1986 года. Конвенция вступила в силу для СССР 24.01.1987.
[ 07.05.2007 Casefile ]
Конвенция о физической защите ядерного материала
Вена, 26 октября 1979 года. Конвенция вступила в силу для СССР 08.02.1987.
[ 07.05.2007 Casefile ]
Объединенная конвенция о безопасности обращения с отработавшим топливом и безопасности обращения с радиоактивными отходами
Вена, 5 сентября 1997 года. Конвенция вступила в силу для России 19.04.2006.
[ 03.05.2007 Casefile ]
Венская конвенция о гражданской ответственности за ядерный ущерб
Вена, 21 мая 1963 года. Конвенция вступила в силу для России 13.08.2005.
Радиационная безопасность призвана решить два основных задания:
* снижение уровня облучения персонала и населения к регламентированным границам, а также охрану окружающей естественной среды на основе комплекса медико-санитарных, гигиенических и правовых мероприятий;
* создание эффективной системы радиационного контроля, которая дала бы возможность оперативно регистрировать изменения разных параметров радиационной обстановки, на основе которых можно судить об уровне облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды, и на этом основании принимать меры относительно нормализации радиационной обстановки в случае превышения допустимых уровней.
При этом основными в обеспечении радиационной безопасности являются принципы: нормирование, обоснование и оптимизации.
Принцип нормирования - это ограничение допустимых уровней индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующих излучений.
Принцип обоснования - это запрещение (ограничение) всех видов деятельности по использованию источников ионизирующих излучений, за которых получена для человека и общества польза не превышает риска вероятного вреда, причиненного дополнительным к природному радиационному фону облучением.
Принцип оптимизации - это поддержка на допустимо низком и возможном для достижения уровни, с учетом экономических и социальных факторов, индивидуальных доз облучения и количества облученных лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.


В целях предупреждения соматических и сведения к минимуму генетических последствий необходимо ограничивать дозы внешнего и внутреннего облучения отдельных лиц и всего населения при применении, хранении и транспортировке радиоактивных веществ, при использовании ядерных реакторов, рентгеновских аппаратов и других источников ионизирующих излучений.
Федеральный закон № 3-ФЗ от 9 января 1996 г. «О радиационной безопасности населения» определяет следующие основные принципы обеспечения радиационной безопасности.
Основные принципы обеспечения радиационной безопасности:
• принцип нормирования – непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения;
• принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением;
• принцип оптимизации – поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.
При планировании и проведении мероприятий по обеспечению радиационной безопасности, принятии решений в области обеспечения радиационной безопасности, анализе эффективности указанных мероприятий органами государственной власти, органами местного самоуправления, а также организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, проводится оценка радиационной безопасности.
Оценка радиационной безопасности осуществляется по следующим основным показателям:
1. характеристика радиоактивного загрязнения окружающей среды;
2. анализ обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности;
3. вероятность радиационных аварий и их масштаб;
4. степень готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий;
5. анализ доз облучения, получаемых отдельными группами населения от всех источников ионизирующего излучения;
6. число лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения.
Результаты оценки ежегодно заносятся в радиационно-гигиенические паспорта организаций, территорий.
Радиационно-гигиенические паспорта организации и территории вводятся в соответствии со ст. 13 Федерального закона № 3-ФЗ от 9 января 1996 г. «О радиационной безопасности населения» и приказа Минздрава РФ, Госатомнадзора РФ и Госкомэкологии РФ от 21 июня 1999 г. № 240/65/289.
Радиационно-гигиеническая паспортизация организаций и территорий является государственной системой оценки влияния основных источников ионизирующего излучения (техногенных и естественных) и направлена на обеспечение радиационной безопасности населения в зависимости от состояния среды обитания и условий жизнедеятельности.


Нормирование уровня загрязнения окружающей среды (Нормативы безопасности (ОСПОРБ-99, НРБ-99)).


20 вопрос – нормирование уровня загрязнения ок среды (ОСПОРБ-99, НРБ-99)
Принятые в нашей стране в 1996 году Нормы радиационной безопасности НРБ – 96 основаны на рекомендациях Международной комиссии по радиационной защите, в соответствии с которыми для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения необходимо руководствоваться следующими принципами:
Принцип нормирования – не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующих излучений.
Принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующих излучений, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением.
Принцип оптимизации – поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.
В нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующих излучений нормами установлены следующие категории облучаемых лиц:
- персонал – лица, работающие с техногенными источниками ионизирующих излучений (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);
- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.
Для указанных категорий облучаемых лиц приняты основные дозовые пределы – предел годовой эффективной или эквивалентной дозы – величина дозы, которая не должна превышать за год
Таблица 10.1
Основные пределы доз (извлечение из НРБ-96)
Нормируемая величина Группа А Население
Эффективная доза 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза
- хруталик 150 мЗв 15 мЗв

Эквивалентная доза
- руки, ноги, кожа 500 мЗв 50 мЗв
Для группы Б – 25% от группы А.
Допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении всего тела от техногенных источников ионизирующих излучений:
- помещения постоянного пребывания персонала – 10 мкГр/ч;
- жилые помещения и население – 0,1 мкГр/ч.

В Российском законодательстве имеются документы, определяющие обязанности и ответственность организаций по сохранности, защите окружающей среды. Такие акты, как Закон об охране окружающей природной среды, Закон о защите атмосферного воздуха, Правила охраны поверхностных вод от загрязнения сточными водами играют определенную роль в сбережении экологических ценностей. Однако в целом эффективность природоохранных мероприятий в стране, мер по предотвращению случаев высокого или даже экстремально- высокого загрязнения окружающей среды оказывается очень низкой.
Природные экосистемы обладают широким спектром физических, химических и биологических механизмов нейтрализации вредных и загрязняющих веществ. Однако при превышении значений критических поступлений таких веществ, возможно наступление деградационных явлений - ослабление выживаемости, снижение репродуктивных характеристик, уменьшение интенсивности роста, двигательной активности особей. В условиях живой природы, постоянной борьбы за ресурсы такая потеря жизнестойкости организмов грозит потерей ослабленной популяции, за которой может развиться цепь потерь других взаимодействующих популяций. Критические параметры поступления веществ в экосистемы принято определять с помощью понятия экологических емкостей. Экологическая емкость экосистемы - максимальная вместимость количества загрязняющих веществ, поступающих в экосистему за единицу времени, которая может быть разрушена, трансформирована и выведена из пределов экосистемы или депонирована за счет различных процессов без существенных нарушений динамического равновесия в экосистеме. Типичными процессами, определяющими интенсивность "перемалывания" вредных веществ, являются процессы переноса, микробиологического окисления и биоседиментации загрязняющих веществ. При определении экологической емкости экосистем должны учитываться как отдельные канцерогенные и мутагенные эффекты воздействий отдельных загрязнителей, так и их усилительные эффекты из-за совместного, сочетанного действия.
Какой же диапазон концентраций вредных веществ надлежит контролировать? Приведем примеры предельно допустимых концентраций вредных веществ, которые будут служить ориентирами в анализе возможностей радиационального мониторинга окружающей среды. В основном нормативном документе по радиационной безопасности - Нормах радиационной безопасности (НРБ-76/87) даны значения предельно-допустимых концентраций радиоактивных веществ в воде и воздухе для профессиональных работников и ограниченной части населения. Данные по некоторым важным, биологически активным радионуклидам приведены в таблице.
Значения допустимых концентраций для радионуклидов.
Нуклид, N Период полураспада, Т1/2 лет Выход при делении урана, % Допустимая концентрация, Ku/л Допустимая концентрация
в воздухе в воздухе в воздухе, Бк/м3 в воде, Бк/кг
Тритий-3 (окись) 12,35 - 3*10-10 4*10-6 7,6*103 3*104
Углерод-14 5730 - 1,2*10-10 8,2*10-7 2,4*102 2,2*103
Железо-55 2,7 - 2,9*10-11 7,9*10-7 1,8*102 3,8*103
Кобальт-60 5,27 - 3*10-13 3,5*10-8 1,4*101 3,7*102
Криптон-85 10,3 0,293 3,5*102 2,2*103
Стронций-90 29,12 5,77 4*10-14 4*10-10 5,7 4,5*101
Иод-129 1,57*10+7 - 2,7*10-14 1,9*10-10 3,7 1,1*101
Иод-131 8,04 сут 3,1 1,5*10-13 1*10-9 1,8*101 5,7*101
Цезий-135 2,6*10+6 6,4 1,9*102 6,3*102
Свинец-210 22,3 - 2*10-15 7,7*10-11 1,5*10-1 1,8
Радий-226 1600 - 8,5*10-16 5,4*10-11 8,6*10-3 4,5
Уран-238 4,47*10+9 - 2,2*10-15 5,9*10-10 2,8*101 7,3*10-1
Плутоний-239 2,4*10+4 - 3*10-17 2,2*10-9 9,1*10-3 5
Видно, что все вопросы защиты окружающей среды составляют единый научный, организационно - технический комплекс, который следует называть экологической безопасностью. Следует подчеркивать, что речь идет о защите экосистем и человека, как части экосферы от внешних техногенных опасностей, т.е. что экосистемы и люди являются субъектом защиты. Определением экологической безопасности может быть утверждение, что экологическая безопасность - необходимая и достаточная защищенность экосистем и человека от вредных техногенных воздействий
Обычно выделяют защиту окружающей среды как защищенность экосистем от воздействий АС при их нормальной эксплуатации и безопасность как систему защитных мер в случаях аварий на них. Как видно, при таком определении понятия "безопасность" круг возможных воздействий расширен, введены рамки для необходимой и достаточной защищенности, которые разграничивают области незначимых и значимых, допустимых и недопустимых воздействий. Отметим, что в основе нормативных материалов по радиационной безопасности (РБ) лежит идея о том, что слабейшим звеном биосферы является человек, которого и нужно защищать всеми возможными способами. Считается, что если человек будет должным образом защищен от вредных воздействий АС, то и окружающая среда также будет защищена, поскольку радиорезистентность элементов экосистем как правило существенно выше человека.
Ясно, что это положение не является абсолютно бесспорным, поскольку биоценозы экосистем не имеют таких возможностей, какие есть у людей - достаточно быстро и разумно реагировать на радиационные опасности. Поэтому для человека в нынешних условиях основная задача – сделать все возможное для восстановления нормального функционирования экологических систем и не допускать нарушений экологического баланса.

В Российском законодательстве имеются документы, определяющие обязанности и ответственность организаций по сохранности, защите окружающей среды. Такие акты, как Закон об охране окружающей природной среде, Закон о защите атмосферного воздуха, Правила охраны поверхностных вод от загрязнения сточными водами играют определенную роль в сбережении экологических ценностей. Однако в целом эффективность природоохранных мероприятий в стране, мер по предотвращению случаев высокого или даже экстремально- высокого загрязнения окружающей среды оказывается очень низкой.
Все техногенные воздействия на окружающую среду можно разделить на незначимые, приемлемые и недопустимые.
В области незначимых воздействий все виды деятельности дозволены без ограничений. Это, если угодно, зона невмешательства в процессы, протекающие в окружающей среде. По-видимому, границей этой области могут быть санитарно- гигиенические нормативы по содержанию вредных веществ в воде, воздухе, пищевых продуктах. Считается, что эти нормативы соответствуют порогам каких-либо неприятных воздействий веществ на здоровье людей. Однако при этом не учитывается возможность накопления, сорбирования этих веществ в других компонентах экосистем. Поэтому кроме санитарно-гигиенических норм, дающих границу несущественности концентраций веществ с точки зрения защиты здоровья человека, должны быть установлены и экологические нормативы концентраций, разграничивающих значимые и незначимые области воздействий на экосистемы.
В области значимых концентраций, где ожидается, что интенсивность воздействий может превысить некоторый приемлемый уровень - должны приниматься меры защиты для ограничения последствий воздействий. В этой области Санитарная Инспекция и Контрольные органы Госкомприроды должна обладать властью для принуждения организаций-загрязнителей принимать необходимые меры к сокращению количества выбрасываемых загрязнителей. В области недопустимых воздействий, где вероятный вред, ущерб и другие последствия воздействий слишком велики, деятельность, гроз экологическими катастрофами, не должна допускаться или даже должна запрещаться. В случаях нарушения запрета виновников следует привлекать к строгой ответственности.
Для установления границ этой важной области должны быть известны величины критических воздействий, которые приводили бы к деградации, угнетению биологических процессов в элементах экосистем, выводили бы экосистемы из динамического равновесия с переходом в менее благоприятные состояния.
С другой стороны нужно знать и репарационные способности экосистем, возможности восстановления численности популяций, видового разнообразия за счет адаптивных и миграционных явлений.
Природные экосистемы обладают широким спектром физических, химических и и биологических механизмов нейтрализации вредных и загрязняющих веществ. Однако при превышении значений критических поступлений таких веществ, возможно наступление деградационных явлений - ослабление выживаемости, снижение репродуктивных характеристик, уменьшение интенсивности роста, двигательной активности особей. В условиях живой природы, постоянной борьбы за ресурсы такая потеря жизнестойкости организмов грозит потерей ослабленной популяции, за которой может развиться цепь потерь других взаимодействующих популяций. Критические параметры поступления веществ в экосистемы принято определять с помощью понятия экологических емкостей. Экологическая или ассимиляционная емкость экосистемы [4] - максимальная вместимость количества загрязняющих веществ, поступающих в экосистему за единицу времени, которое может быть разрушено, трансформировано и выведено из пределов экосистемы или депонировано за счет различных процессов без существенных нарушений динамического равновесия в экосистеме. Типичными процессами, определяющими интенсивность "перемалывания" вредных веществ, являются процессы переноса, микробиологического окисления и биоседиментации загрязняющих веществ. При определении экологической емкости экосистем должны учитываться как отдельные канцерогенные и мутагенные эффекты воздействий отдельных загрязнителей, так и их синергетические, т.е. усилительные эффекты из-за совместного, сочетанного действия.
Какой же диапазон концентраций вредных веществ надлежит контролировать? Приведем примеры предельно допустимых концентраций вредных веществ, которые будут служить ориентирами в анализе возможностей радиационального мониторинга окружающей среды.
В основном нормативном документе по радиационной безопасности - Нормах радиационной безопасности (НРБ-76/87) даны значения предельно-допустимых концентраций радиоактивных веществ в воде и воздухе для профессиональных работников и ограниченной части населения. Данные по некоторым важным, биологически активным радионуклидам приведены в Таблице 1.


Аварии на предприятиях атомной промышленности (классификация инцидентов на реакторных установках, международная шкала инцидентов, аварии ядерных реакторов, ядерные катастрофы).

21 – аварии на предприятиях (классификация инцидентов на реакторных установках, международная шкала инцидентов, аварии ядерных реакторов, ядерные катасторофы)
Нормальные и аварийные ситуации
Во время транспортировки, при перегрузочных операциях и промежуточном хранении упаковочных комплектов на базах перевалки, возможны различные нарушения нормальной эксплуатации — от незначительных происшествий до крупных транспортных аварий.
К незначительным происшествиям относятся ситуации, при которых упаковки могут попасть под дождь, упасть при перегрузке краном, деформироваться при их укладке в штабели, получить удар посторонним острым предметом. Тяжелыми транспортными авариями считаются: столкновение поездов, перевозящих упаковки, со встречными поездами или другими массивными объектами; падение упаковок в воду; возникновение пожаров. Упаковки должны отвечать требованиям безопасности, для чего, они предварительно проходят комплекс испытаний на соответствие нормальным и аварийным условиям, могущим возникнуть при транспортировке: механическое воздействие, тепловое (пожар), погружение в воду и т. д. Испытания являются универсальными для всех видов транспортировки. Вместе с тем признано, что для воздушных перевозок необходимы более жесткие испытания на аварийные условия. В зависимости от активности транспортируемого радиоактивного вещества установлены три разновидности упаковок: промышленные, тип А и тип В.
В промышленных упаковках транспортируются радиоактивные вещества с низкой удельной активностью или поверхностно загрязненные объекты. К веществам с низкой удельной активностью относятся руды, концентрат, природный или обедненный уран, радиоактивные отходы и другие вещества, содержащие в единице массы незначительную активность.
К поверхностно загрязненным относятся твердые объекты, которые сами не являются радиоактивными, но содержат на поверхности радиоактивные вещества.
Упаковки типа А предназначены для безопасной и экономичной транспортировки сравнительно небольшого количества радиоактивных веществ. Предполагается, что они сохранят свою целостность в нормальных условиях. Они также должны выдержать более серьезные испытания, если их радиоактивное содержимое находится в жидком или газообразном состоянии. Предполагается, что упаковки типа А могут быть повреждены в результате тяжелой аварии и может произойти утечка их содержимого. Поэтому в правилах указывается максимальное количество радионуклидов, которые можно перевозить в таких упаковках. Эти пределы устанавливаются таким образом, чтобы обеспечить в случае утечки радиоактивного содержимого низкий риск облучения людей и загрязнения окружающей среды.
В упаковках типа В транспортируются наиболее опасные радиоактивные вещества высокой активности, напр. отработанное ядерное топливо или высокоактивные радионуклиды.
Для каждого типа упаковок разработан свой комплекс испытаний, т. к. они предназначены для веществ с различной активностью. Промышленные упаковки и упаковки типа А подвергаются испытаниям только на нормальные условия транспортировки, поскольку даже в случае тяжелой аварии, сопровождающейся утечкой радиоактивных веществ, риск для населения и окружающей среды будет крайне незначительным.
Упаковки типа В подвергаются испытаниям на нормальные и аварийные условия. В некоторых странах для обеспечения безопасности перевозок веществ высокой активности, напр. отработанного топлива, проводятся дополнительные, более жесткие испытания.
Ядерный реактор
Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов. Впервые самоподдерживающаяся цепная реакция деления была получена 2 декабря 1942 г. в гетерогенном уран-графитовом ядерном реакторе, запущенном в США под руководством итальянского физика Э. Ферми. В СССР реактор такого же типа был запущен 26 декабря 1946 г. под руководством академика И. В. Курчатова.
В качестве топлива (источника энергии) в ядерных реакторах используют, как правило, обогащенный уран. Природный уран состоит из смеси трех изотопов — урана-238 (99,28 %), урана-235 (0,7 %) и урана-234 (0,006 %). Самоподдерживающаяся реакция деления происходит только в уране-235. Ядро урана-235 распадается под действием нейтрона, в результате чего образуется 2—3 новых нейтрона, продолжающих реакцию. Самоподдерживающаяся реакция ядерного распада может привести к ядерному взрыву либо протекать стационарно — при определенных условиях, создаваемых в реакторах. Для этого необходимо, чтобы при делении урана-235 часть нейтронов продолжала реакцию, а часть поглощалась либо выводилась из дальнейшего участия в процессе деления. Это достигается при использовании в качестве топлива (ядерного горючего) обогащенного урана (с содержанием урана-235 около 2—3 %). Уран-238, присутствующий в обогащенном уране в избыточном количестве, поглощает лишние нейтроны, позволяя удерживать цепную реакцию под контролем, сам превращаясь при этом в плу-тоний-239. Таким образом, к концу срока эксплуатации реактора топливо содержит больше плутония-239, чем урана-235, выгорающего в процессе поддержания цепной реакции.
Международная шкала ядерных событий
Международная шкала ядерных событий разработана МАГАТЭ в 1988 г., в России введена с 1990 г. Она была создана в качестве средства оперативного информирования общественности о значимости с точки зрения безопасности событий, происходящих на ядерных установках. Шкала разрабатывалась на основе изучения опыта прошлых событий, их классификации и оценок, а также в соответствии с параметрами ядерной и радиационной безопасности (рис. 1). Шкала не лишена недостатков, в части., оценки событий по уровням страдают некоторой расплывчатостью и субъективизмом, что иногда приводит к расхождению мнений экспертов. Так, аварийная ситуация на Ленинградской АЭС в 1992 г. оценивалась специалистами по-разному — от второго до четвертого уровня (в итоге был принят третий). До сих пор некоторые эксперты оценивают случившееся на Чернобыльской АЭС (1986 г.) как событие четвертого уровня, хотя по всем критериям оно должно быть отнесено к седьмому. В прямой зависимости от уровня события находится комплекс вызванных им последствий (табл. 1).
Важным элементом в структуре международной шкалы является соотношение семи уровней и трех критериев (табл. 2). Первый критерий связан с количеством выброса радиоактивных веществ во внешнюю среду, т. е. фиксирует наиболее опасную сторону аварийной ситуации, затрагивающую непричастных к объекту людей; второй критерий характеризует обстановку на самом объекте, имеющую отношение прежде всего к персоналу; третий критерий является показателем состояния технических систем объекта.
Шкала ядерных событий и лежащие в ее основе критерии могут служить базой для ретроспективной оценки аварийных ситуаций на АЭС, происшедших в 1950—1960 гг. Известно, что в первые годы работы на объектах ядерной промышленности СССР неоднократно складывались ситуации, которые следовало отнести в разряд аварийных, чаще всего в связи с несовершенством аппаратов, технологических процессов. Так, на ПО «Маяк» ядерные реакторы ОК.-180 и АИ были пущены в эксплуатацию в 1951 г., а уже в 1958 г. реактор АИ был остановлен на капитальный ремонт с частичной заменой графитовой кладки, реактор ОК-180 после аварии в системе разгрузки урановых блоков также был остановлен на ремонт, а в 1965 г. демонтирован. Всего 10 лет проработал реактор ОК-190. В Физико-энергетическом институте (Обнинск), Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова (Москва), на других ядерных объектах также складывались аварийные ситуации, связанные с неконтролируемыми процессами при работе специальных критических сборок и опытных стендов, самопроизвольные ядерные реакции с радиоактивным загрязнением и переоблучением персонала.
Необходимость ретроспективного анализа и оценок масштабов испытаний ядерного оружия и ядерных зарядов в разных сферах, накопления радиоактивных отходов разного объема и активности, их радиаци-онно-экологической опасности для биосферы планеты очевидна. В числе многих событий на ядерных объектах адекватную оценку должны получить, напр., многолетние сбросы радиоактивных отходов в окружающую среду предприятиями ядерного топливного цикла в Томске-7, Краснояр-ске-26 и особенно Челябинске-65. В настоящее время радиоэкологи разрабатывают на основе международной шкалы ядерных событий оценочные системы, в которых учитывался бы не только уровень события, но и нанесенный этим событием экономический и экологический ущерб, упущенная выгода, долгосрочные социально-экономические и санитарно-гигиенические последствия.
Радиационные инциденты на Южном Урале (СССР)
Крупномасштабное радиационное загрязнение территории и облучение части населения, проживающего на Южном Урале в Челябинской, Свердловской и Курганской областях, связано с деятельностью ПО «Маяк» (Челябинская обл.). Это предприятие ядерного топливного цикла было построено в 1946 г. и до 1989 г. информация о его деятельности была строго засекречена (см. «Крупнейшие предприятия ядерного топливного цикла в России»).
Радиационную обстановку в указанных областях определяют последствия по меньшей мере трех аварийных ситуаций, связанных со значительным накоплением радиоактивных отходов и несовершенством технологии их хранения во время деятельности ПО «Маяк».
Томск-7 (Россия)
Авария на радиохимическом заводе Сибирского химического комбината (СХК) в Томске-7 (Северске) произошла 6 апреля 1993 г. в 8 ч 58 мин по московскому времени (в 12 ч 58 мин по местному времени). Здесь перерабатывались отходы, содержащие уран и плутоний. В этот день в аппарат, представляющий собой стальной бак, помещенный в бетонный колодец (каньон), был подан раствор, содержащий 0,1 % урана и плутониевых компонентов, затем концентрированная азотная кислота. В условиях недостаточного перемешивания и продувок произошла реакция органических соединений с кислотой, образование метана.
Перед разрушением в аппарате находилось 25 м3 раствора, содержащего 8773 кг урана, 310 г плутония, 248 г нептуния (суммарной активностью 559,3 Ки). Общая активность по альфа-излучателям составляла 22,4 Ки (из них активность плутония — 19,3 Ки), общая активность по бета-излучателям — 536,9 Ки.
Основная часть радиоактивного раствора, по оценкам специалистов, осталась в аппарате и каньоне, в окружающую среду попало 5 % радиоактивности бета- и гамма-излучателей.
В результате взрыва лопнула верхняя крышка бака. Ударная волна вынесла 4 плиты укрепления, разрушила шлакоблочную стену монтажного цеха. Радиоактивная смесь газов разрушила системы вентиляции и газоочистки и через 150-метровую трубу распространилась за пределы завода и са-нитарно-защитной зоны. По розе ветров основной выброс ушел на северо-запад в сторону Черной речки. Метеорологическая ситуация в день аварии усугубила загрязнение — наблюдалось интенсивное вихревое перемешивание воздушных потоков, мокрый снег в сочетании с туманом, что способствовало осаждению аэрозолей на поверхности (рис. 1).
Учитывая наличие двух источников выброса в окружающую среду, разрушение аппарата и залповый характер выброса, общую суммарную активность выброса установить не представилось возможным.
Газовый аэрозольный радиоактивный выброс объемом около 250 м3 сопровождался пожаром, который был потушен довольно быстро (10—15 мин). Высокий уровень ионизирующего излучения и существенные разрушения первоначально затрудняли анализ содержимого аппарата.
Определение площади и специфики загрязнения территории в результате аварии потребовало значительного объема исследований, в т. ч. специальных съемок, по которым была составлена серия карт, фиксирующая мощность экспозиционной дозы на территории радиоактивного следа. На рис. 2, 3 указан уровень гамма-излучения на высоте 1 м.
В целом в пределах дозы 20 мкР/ч и выше площадь загрязнения составила около 35 км2. Максимально загрязненная площадь с дозой более 1 тыс. мкР/ч оказалась в пределах комбината и его санитарно-защитной зоны (около 6 км2). Отдельные пятна радиоактивного загрязнения с повышенной активностью отмечались и в других местах, в т. ч. в поселке Георгиевке. Здесь, как и на дороге Томск—Самусь, проводилась дезактивация.
Границы загрязнения территории постепенно меняются, что связано, во-первых, с сезонными особенностями (снег, мерзлый грунт, растительный покров), а также с распространением загрязнения в сложной системе вихревых потоков с туманом и осадками 6 апреля, миграцией радионуклидов с поверхностным весенним стоком талых вод. Во-вторых, происходил распад доминирующих вначале короткоживущих радионуклидов, таких как рутений-103, ни-обий-95, цирконий-95, рутений-106 (периоды полураспада 39, 35, 64 и 368 суток соответственно). Таким образом, суммарная экспозиционная доза снизилась за 2 месяца более чем на треть. По расчетам специалистов СХК, в 1994 г. снижение дозы должно составить 78 % и в 1995 г. — 88 %.
Энерговыделение радиоактивных продуктов, рассчитанное по данным на апрель 1993 г., составило 4700 мкР-км2/ч. Средний радионуклидный состав на территории следа: рутений-103 — 1 %, рутений-106 — 35 %, цирконий-95 — 22 % и ниобий-95 — 42 % (на основании 10 проб снежного покрова, отобранных в центральной части следа). Этому составу при плотности загрязнения 1 Ки/км2 соответствует мощность дозы 9 мкР/ч на высоте 1 м. Суммарная активность радиоактивных веществ на территории следа (за пределами площадки комбината) составила 530—590 Ки. При более полном анализе одной из проб в центральной части следа (5 мая 1993 г.) активность зафиксированных радионуклидов составила: рутений-103 — 1,3 %; рутений-106 — 36,5 %; цирконий-95 — 19,2 %; ниобий-95 — 42,5 %; сурьма-125 — 0,5 %; стронций-90 — 0,045 %, плутоний-239 + плутоний-240 — 0,014 %.
Анализ проб почвы показал, что поверхностное загрязнение плутонием и стронци-ем-90 превышает глобальные выпадения от ядерных испытаний. Из числа гамма-излучателей представлены в основном цирконий-95 и ниобий-95, в меньшей степени — рутений-106. В целом авария привела к значительному радиоактивному загрязнению, в т. ч. плутонием вблизи СХК — около 30 мКи/км2. Вертикальное распределение альфа-излучателей, отмеченное в пробах, и содержание плутония в нижних (2,5—5 см) слоях почвы подтверждает мнение, что окрестности СХК не первый раз подвергаются радиоактивному загрязнению. Были обнаружены также горячие частицы с активностью гамма-излучения 12 кБк на частицу, что делает их опасными при попадании в организм человека.
После аварии в апреле 1993 г. возник вопрос о предыдущих инцидентах. Официально признано, что было 36 различных инцидентов, из них достаточно серьезных (третий уровень по международной шкале) — 5, в т. ч. апрельский 1993 г. На радиохимическом заводе произошло 6 аварийных ситуаций и инцидентов. На реакторах произошло 24 значительных инцидента. В 5 случаях возникала самоподдерживающаяся цепная реакция. Всего в авариях погибло 4 человека, 6 — получили переоблучение.
Уиндскейл (Великобритания)
Заводы в Уиндскейле, подведомственные Управлению по атомной энергии Великобритании, расположены на низколежащей прибрежной полосе на северо-западе Англии на побережье Ирландского моря. Здесь были размещены два реактора с газовым охлаждением и графитовым замедлителем, использовавшиеся для получения плутония.
Авария произошла 10 октября 1957 г. Вследствие ошибки, допущенной при эксплуатации, температура топлива в одном из реакторов резко возросла, и в активной зоне реактора возник пожар, продолжавшийся в течение четырех суток. Было повреждено 150 технологических каналов, что повлекло за собой выброс радионуклидов через 125-метровую трубу. Основное количество радиоактивных веществ было выброшено во время попытки охладить реактор с помощью струи воздуха и затем при тушении пожара с помощью воды, подаваемой насосом в реактор. Активность попавших в окружающую среду радионуклидов составила: йод-131 — 2-Ю4 Ки, тел-лур-132 – 1200 Ки, цезий-137 – 600 Ки, стронций-89 — 80 Ки и стронций-90 — 2 Ки. В дальнейшем этот реактор не использовался.
Аварийный выброс (10—11 октября) рассеивался в основном в юго-восточном направлении. Радиоактивное облако прошло над южной частью Англии и над Европой (во время выброса и в течение следующих нескольких дней). К вечеру 11 октября радиоактивное загрязнение достигло Бельгии, 12 октября — Франкфурта-на-Майне (ФРГ), 15 октября — Южной Норвегии (рис. 1).
В первые же дни после аварии были предприняты энергичные меры по оценке радиационной обстановки в прилегающих к Уиндскейлу районах. На основании данных об уровне гамма-излучения, концентрации радионуклидов в воздухе, траве, а также молоке и других продуктах питания был сделан вывод о том, что основным фактором радиационной опасности является загрязнение молока йодом-131.
Максимальная концентрация йода-131 в молоке (1,4 мкКи/л) наблюдалась в пробах, взятых на четвертый день с фермы, расположенной в 16 км от реактора. Затем загрязнение стало уменьшаться. Анализ проб позволил оценить пространственную структуру загрязнения территории. Так, концентрация йода-131 в молоке, превышающая 0,1 мкКи/л, отмечалась в пределах 50 км от реактора, более 0,06 мкКи/л — на расстоянии 80 км, что свидетельствует о достаточно больших масштабах распространения аварийного выброса (рис. 2). В связи с высоким содержанием йода-131 в молоке был введен запрет на потребление молока с ближних ферм (на территории около 500 км2). Всего было изъято около 3 млн л молока. Запрет на использование молока в этом районе был снят через шесть недель после аварии.
Молоко и другие продукты питания в аварийном районе были обследованы и на содержание радиоактивного стронция. Концентрация этого радионуклида в пищевых продуктах фактически не превышала уровня, который существовал здесь до аварийного выброса.
Максимальные поглощенные дозы в результате внешнего облучения (гамма-излучение), которые могли получить люди на территории следа радиоактивного облака (в 5 км от реактора), по расчетам, оценивались около 1 сГр на щитовидную железу взрослых и около 10 сГр на щитовидную железу детей. По данным непосредственных измерений концентрации йода-131 в критическом органе, максимальная доза на щитовидную железу ребенка оценена в 16 сГр, а взрослого — 4 сГр. Дозы на щитовидную железу в Лидсе и Лондоне составили 0,1 и 0,01 сГр соответственно (предельно допустимая доза облучения щитовидной железы для взрослых составляет 3 сГр, детей — 1,5 сГр). Таким образом, внешнее облучение после аварии оказалось незначительным.
Что касается воздействия ионизирующего излучения на животных, максимальный уровень содержания йода-131 в щитовидной железе у обследованной группы овец на двенадцатые сутки после аварии составлял 10,5 мкКи/г сырой массы. Это привело к формированию дозовых нагрузок на этот орган до 1 тыс. сГр, однако развития связанной с этим лучевой патологии отмечено не было, как не удалось зафиксировать и последствий воздействия ионизирующего излучения на биологические сообщества.
Аварии и инциденты на АЭС
Помимо чернобыльской аварии два серьезных ядерных инцидента произошли на Ленинградской АЭС. Первый — осенью 1975 г., когда после остановки реактора вследствие отключения двух турбогенераторов произошел разогрев топлива, оболочки нескольких тепловыделяющих элементов и один технологический канал были разрушены. Активность выброшенных в окружающую среду радионуклидов, по некоторым оценкам, составила около 1,5 млн Ки. Повышенная радиоактивность была зафиксирована на территории Швеции. Несколько человек из персонала получили переоблучение. Информация об этом инциденте была скрыта не только от общественности и населения, но и от работников других АЭС. Второй инцидент на Ленинградской АЭС произошел в марте 1993 г. Вследствие отказа клапана в одном из технологических каналов охлаждения произошло повреждение тепловыделяющей сборки. В результате выброса радиоактивных газов в окрестностях этого блока радиоактивный фон увеличился в 20 раз.
Большинство АЭС в СССР было построено без контейнментов (защитных колпаков). К этому добавляется плохое качество монтажа установок. Например, при строительстве Кольской АЭС для ускорения работ вместо монолитной металлической заглушки была установлена сварная пустотелая конструкция. В реакторах типа РБМК-1000 из 18 параметров, подлежащих обязательной экспертизе МАГАТЭ, нормативам отвечает лишь один. В эксплуатирующихся на АЭС
России реакторах типа ВВЭР-1000 из 64 парогенераторов более половины выходили из строя, не проработав и 15 % проектного времени.
На Балаковской АЭС, расположенной на берегу р. Волги, в результате нарушения технологии при строительстве фундамента и подъема уровня грунтовых вод в 1992 г. возникла опасность наклона первого блока реактора. Вместо принятия адекватных мер на крыше этого блока установили груз в несколько тонн, который путем передвижения с одной стороны крыши на другую выравнивал положение блока.
На Кольской АЭС в феврале 1993 г. произошла авария в результате повреждения линии электропередач, по которым электроэнергия, вырабатываемая АЭС, поступала потребителям. После отключения потребителей из-за разрыва на линии электропередач автоматически отключились все четыре блока АЭС. Начался опасный перепад давления в активной зоне реакторов, сбои в работе циркуляционных насосов, беспорядочный запуск резервных дизель-генераторов, затем их выход из строя.
На атомных электростанциях России и Игналинской АЭС (Литва) с января 1992 г. по ноябрь 1994 г. отмечено более 380 опасных ситуаций (в т. ч. пять серьезных, с выбросом в окружающую среду радиоактивных веществ). В 1986—1992 г. на АЭС России произошло 118 пожаров, 60 % из них — в машинном или реакторном зале.*
Хэнфорд (США)
Хэнфордский ядерный комплекс (штат Вашингтон) расположен на берегах реки Колумбия. Он был построен в 1943 г. как секретный город-комбинат, задача которого состояла в производстве оружейного плутония. Именно здесь на первых трех реакторах был произведен плутоний для атомной бомбы, сброшенной в 1945 г. на японский город Нагасаки.
Производство оружейного плутония продолжалось до 1971 г., пока не был выведен из эксплутации последний из восьми промышленных реакторов, действовавших на Хэнфордском предприятии. В 1943—1971 гг. здесь было произведено около 50 т оружейного плутония, достаточного для изготовления более 1 тыс. боезарядов, каждый из которых равен по мощности бомбе, сброшенной на Нагасаки.
Первые годы работы комплекса сопровождались большими выбросами радиоактивных веществ в окружающую среду. Во-первых, из-за недостатка сведений о воздействии радиации на здоровье людей и окружающую среду этим вопросам не уделялось серьезного внимания. Во-вторых, американские специалисты спешили обогнать немецких разработчиков и добиться монополии в обладании ядерным оружием, а также захватить лидерство в гонке ядерных вооружений.
Наибольшее количество радиоактивных веществ (в основном йода-131, общей активностью около 530 тыс. Ки) в результате деятельности Хэндфорского комплекса было выброшено в атмосферу в 1944—1956 гг., и на это же время приходится максимальное облучение населения. Значительное количество радиоактивных выбросов было произведено в 1945 г.: общая активность поступившего в атмосферу йода-131 составила 340 тыс. Ки (ср.: во время самого значительного инцидента в ядерной энергетике США на АЭС в Три-Майл-Айленд общая активность поступившего в окружающую среду йода-131 составила 15 Ки, по официальным данным, и до 10 тыс. Ки, по независимым оценкам). За первые три года работы комплекса (1944—1946 гг.) суммарная активность выбросов йода-131 составила около 470 тыс. Ки, почти 90 % совокупной активности выбросов за весь период работы комплекса Объяснялось это тем, что в чрезвычайных условиях военного времени нарушались отдельные операции технологического процесса. Так, облученные в реакторе ядерные материалы сразу пускались на переработку без необходимой предварительной выдержки для «остывания». Выдержка облученного урана в водных бассейнах в течение 83—101 дней приводит к значительному снижению уровня радиоактивности, поскольку происходит распад многих короткоживущих радионуклидов. Если же не успевшее «остыть» отработанное ядерное топливо реакторов подвергать радиохимической переработке в кислотных растворах, в атмосферу выбрасывается большое количество радиоактивных веществ.
В 1986 г. департаментом здравоохранения штата Вашингтон были сделаны расчеты доз, полученных детьми, проживавшими в период 1945—1956 гг. в городах Паско, Ричлэнд и Спокейн, расположенных вблизи Хэнфорда (табл. 2).
Наибольшее радиоактивное загрязнение окружающей среды от деятельности Хэн-фордского комплекса в послевоенные годы связано с проведением специальных экспериментов, информация о которых была строго засекречена до 1986 г.
Печальную известность приобрел эксперимент под названием «Грин-Ран» (2 декабря 1949 г.), в ходе которого 1 т облученного урана была подвергнута переработке через 16 дней выдержки вместо необходимых по технологии 83—101 дня. Целью эксперимента являлась разработка метода определения мест размещения плутониевых заводов в СССР с помощью имитации предполагаемых условий ускоренного производства плутония в Советском Союзе. В результате нарушения технологического процесса произошел выброс радиоактивных веществ с превышением ожидаемого уровня активности в 2—3 раза (ксенон-133 — 20 тыс. Ки, йод-131 — 7,78 тыс. Ки). Образовавшийся радиоактивный след фиксировался в радиусе 64—320 км. Повышенная концентрация радиоактивных веществ была обнаружена во многих населенных пунктах на расстоянии 112 км от Хэнфорд-ского комплекса. Более 20 тыс. детей получили высокие дозы в результате потребления молока коров, которые паслись на пастбищах, загрязненных радиоактивным йодом.
В течение первых двух десятилетий деятельности Хэнфордского комплекса сильному загрязнению подвергалась и река Колумбия. В 1954 г. активность сбрасываемых в реку радиоактивных материалов составляла в среднем до 8 тыс. Ки/сут, в 1957 г. — до 50 тыс. Ки/сут.
В 1940—1950-е гт. радиоактивные отходы захоранивались под землю. Их общий объем составил около 1,7 млрд м3, активность — 678 тыс. Ки. Из них 13,6 тыс. Ки приходилось на плутоний (184 кг), 40,5 тыс. Ки — на стронций-90 и иттрий-90, 195 тыс. Ки — на цезий-137.
Причины аварии
В ночь с 25 на 26 апреля 1986 г. на Чернобыльской АЭС (ЧАЭС), расположенной близ села Копачи в 160 км к северо-востоку от Киева и в 15 км к северо-западу от Чернобыля (Киевская обл., Украина), произошла крупнейшая в мировой истории авария, повлекшая за собой тяжелые последствия для людей и окружающей природы. Авария произошла на четвертом блоке ЧАЭС в 01 ч 23 мин 40 с (по московскому времени) при проведении проектных испытаний одной из систем обеспечения безопасности, входящей в состав энергоблока реактора типа РБМК-1000. Суть испытаний — использование механической энергии останавливающихся турбогенераторов (т. н. выбега) для выработки электроэнергии в условиях наложения двух типов аварийных ситуаций: а) полной потери электроснабжения АЭС; б) максимальной проектной аварии, при которой происходит разрыв трубопровода большого диаметра циркуляционного контура реактора.
Испытания проводились в режиме пониженной мощности, с повышенным расходом теплоносителя через реактор, незначительным недогревом теплоносителя до температуры кипения на входе в активную зону и минимальным паросодержанием. Испытания выявили серьезные просчеты в конструкции реактора: 1) наличие высокого положительного парового коэффициента реактивности; 2) появление положительного быстрого мощностного эффекта реактивности при любых режимах эксплуатации; 3) неудовлетворительная конструкция стержней системы управления и защиты реактора. Кроме того, были допущены недочеты в организации испытаний, обусловленные как проблемами и упущениями нормативно-технической документации (т. н. ОПБ-82 и технологического регламента), так и недостаточной квалификацией персонала ЧАЭС.
В результате перечисленных причин реактор к моменту полного вывода на режим испытаний в 01 ч 22 мин 30 с 26 апреля 1986 г. находился в неустойчивом, трудноуправляемом состоянии. Включение аварийной защиты АЗ-5 в 01 ч 23 мин 40 с (вместо запланированного времени) привело к обратному эффекту повышения давления и подъема уровня в барабанах-сепараторах, повышения давления и разрыва технологических каналов в реакторном пространстве. В 01 ч 23 мин 49 с произошли два мощных взрыва с разрушениями части реакторного блока и машинного зала, повлекших за собой возникновение пожара и выброс в атмосферу радиоактивных веществ.
Типы аварий на АЭС
Аварии на АЭС являются одними из самых опасных в энергетике. Приведены основные типы подобных аварий на примере реактора ЭГП-6.
Содержание
• 1 Типы аварий
o 1.1 Теплоотводные аварии
o 1.2 Потеря электропитания собственных нужд от всех внешних и внутренних источников на длительное время
o 1.3 Авария с максимальным высвобождением положительной реактивности при отказе аварийной защиты
o 1.4 Гипотетические тяжелые аварии
• 2 См. также
• 3 Литература

Типы аварий
Теплоотводные аварии
При "гильотинном" разрыве трубопровода контура наибольшего диаметра и при срабатывании по аварийным сигналам аварийной защиты (АЗ) реактора температура твэла проходит в процессе через максимум и в наиболее горячей точке активной зоны в максимуме равна: - при отказе всех активных каналов расхолаживания 710°С (предельная теплоотводная авария);максимум достигается через ~ 20 ч; теплота рассеивается в окружающее реактор пространство; разгерметизация наружных оболочек твэлов не наступает; часть наиболее "горячих" твэлов теряет работоспособность из-за расплавления в них матричного материала; - при сохранении в работе только контура СУЗ максимальная температура в процессе не превысит 610°С: расплавления магниевой матрицы в твэлах не происходит, твэлы сохраняют работоспособность; - при срабатывании насосного канала САОР (с задержкой включения 90 с) максимальная температура твэла не превысит 410°С. Сохранение в работе только газового контура при отказе всех водяных контуров снижает максимальную температуру твэла на 100°С.
Потеря электропитания собственных нужд от всех внешних и внутренних источников на длительное время
Принята потеря электропитания собственных нужд не неопределенное (неограниченное) время всех категорий (первая - аккумуляторные батареи, вторая - дизель-генераторы, третья - штатное). Потеря электропитания вызывает срабатывание аварийной защиты реактора и закрытие стопорного клапана турбины. Прекращается подача питательной воды в контур РУ, останавливаются насосы контура СУЗ, насосы технической воды, вентиляторы вентсистемы. Основной контур РУ сохраняет герметичность. Энергия остаточного тепловыделения и аккумулированная энергия (прежде всего графитовой кладки) отводится на начальном этапе кипящей водой контура РУ. Генерируемый при этом в контуре пар сбрасывается через главный предохранительный клапан, который периодически открывается и закрывается, что приводит к колебаниям давления в контуре. Этот процесс продолжается до момента, когда потери тепла от РУ превысят поступление тепла в теплоноситель. Сброс пара из контура прекращается, давление в контуре РУ начинает снижаться вследствие расхолаживания. В контуре остается достаточное количество воды до полного залива активной зоны для обеспечения бескризисного теплоотвода. На рис. 3 приведено изменение ряда характерных параметров в процессе расхолаживания. В процессе аварии изменяется температура воздуха в реакторном зале (через 10 суток она не превышает 40°С), в боксе барабана-сепаратора (через то же время не превышает 50°С),вода в баках биозащиты нагревается до 100°С и закипает, уровень воды в баках понижается за 200 ч процесса на ~ 1 м.
Авария с максимальным высвобождением положительной реактивности при отказе аварийной защиты
Наиболее тяжелыми по последствиям авариями для водографитовых реакторов являются аварии с массовым разрывом ТК (ТВС), находящихся под рабочим давлением теплоносителя. Самопроизвольный ввод положительной реактивности возможен в следующих исходных событиях аварий: самоход стержней АР, КС, обезвоживание каналов УЗ. Все варианты для РУ типа ЭГП-6 подробно исследованы. Ниже приведены результаты расчетного анализа аварийного процесса РУ ЭГП-6 для случая самохода стержней АР. Самоход двух стержней АР приводит к вводу положительной реактивности ~ 0.5 ?эф со скоростью,определяемой максимальной скоростью движения стержней 180 мм/с при перемещении на 2750 мм (т.е. две пары стержней извлекаются поочередно из среднего положения). Выписки из протокола процесса показывают следующее развитие процесса. Максимальная мощность реактора 419% достигается к 36 с с момента движения стержней. Нарастание температуры твэлов, форсируемое выходом на кризис теплоотдачи, является фактором, тормозящим рост мощности. На 36 с давление достигает 223%, и перегретые твэлы с 31 с начинают разрушаться давлением теплоносителя. Рост давления в контуре РУ обусловлен возрастанием генерации пара при ограниченном пропуске турбины (она отключается на 15 с) и главных предохранительных клапанов. Примечание: возможность сохранения герметичности контура РУ при давлении 223% от номинала проблематична; однако вариант сценария с разрушением контура РУ за пределами реакторного пространства смягчает протекание аварии; помимо разгрузки от давления твэлов быстрее снижается мощность из-за более быстрой потери теплоносителя из активной зоны. Из-за потерь теплоносителя и разогрева твэлов мощность реактора снижается. Самоглушение реактора произойдет к ~ 1500 с из-за отравления реактора ксеноном. Максимальная температура твэлов после осушения достигается к 800 с и составляет 1400°С. В этот период происходит расплавление оболочек твэлов в 8 ТВС. После самоглушения в активную зону должен быть введен поглотитель. В противном случае мощность реактора вновь возрастает после разотравления, которое, по расчету, начнется через 15 ч. Самым тяжелым последствием этой аварии является поступление в реакторное пространство пароводяной смеси в больших количествах через разрывы твэлов (ТК). Для ЭГП-6 (при самом тяжелом сценарии) к 61 с разрывается по одному твэлу в 126 ТВС. Это приводит к истечению ~ 440 кг/с. При недостаточных сбросных устройствах из реакторного пространства возможно разрушение кожуха реактора (для ЭГП-6 в этой аварии, по расчету, наступает разрыв кожуха, для реактора нового поколения АТУ.2 предусмотрены необходимые сбросные устройства). Кроме того, расчеты показали, что в авариях с опорожнением контура РУ при несрабатывании защиты включение САОР серьезно ухудшает протекание аварии: самоглушения реактора не наступает,мощность реактора становится "пульсирующей" - чередуются возрастания и снижения мощности на весьма высоком уровне с поражением твэлов. В связи с этим в РУ ЭГП-6 и АТУ.2 введена блокировка: подача охлаждающей воды от аварийной системы в контур РУ допустима только тогда, когда появляется сигнал о вводе стержней A3 в активную зону.
Гипотетические тяжелые аварии
Сценарии этих аварий предполагают наложение длительного (до разотравления реактора) отказа аварийной защиты на аварии с различными исходными событиями, касающимися собственно реакторной установки. При этом большая часть этих исходных событий обусловливает потерю теплоносителя из контура: разрыв барабана-сепаратора или опускного трубопровода групповой петли, прекращение подачи воды в один раздаточный групповой коллектор, несанкционированный ввод положительной реактивности. Кроме того, принимается: при отказе A3 ввести поглотитель в активную зону иными средствами не представляется возможным; вода от аварийных систем в разрушенный контур не подается из-за ее блокировки при несрабатывании A3. Анализ показал, что в протекании гипотетической аварии можно выделить 3 периода:
• относительно короткий, реализуемый менее, чем за 1 ч с момента появления исходного события, в течение которого могут происходить разрывы элементов контура и его опорожнение, разогрев (перегрев) твэлов, прекращение цепной реакции деления - "самоглушение" реактора;
• продолжительность -15 ч, когда реактор остается подкритичным, параметры меняются медленно, возможно некоторое снижение температуры твэлов;
• начало определяется возобновлением цепной реакции деления из-за разотравления реактора (в некоторых процессах идет ускорение разотравления из-за выхода части ксенона при высокой температуре).
Необходимо заметить, что возможности расчетного анализа процессов третьего периода скованы ограниченностью представлений о состояниях и поведении вещества, прежде всего топлива и конструкций в условиях высокой температуры (превышающей 3000°С), а также недостаточной развитостью расчетной модели этих процессов. В связи с этим по достижении соответствующей границы применимости кода ТАПВГР расчет прерывается. Во всех исследованных случаях наиболее опасным оказывался именно третий период. Его протекай иг обусловлено вводом положительной реактивности вследствие снижения содержания 135Хе и обратных связей по температуре топлива и графита. Такая обусловленность определяет примерке одинаковое протекание процессов третьего периода для всех аварий : полной потерей теплоносителя, если зта потеря произошла в первом или втором периодах.
Анализ гипотетических тяжелых аварий с водографитовыми реакторами показывает, что для этих реакторе в существуют, хотя и очень маловероятные сценарии аварий, при которых достигается плавление топливного материала диоксида урана (для этого необходим длительный отказ аварийной защиты реактора в ряде аварий). В корпусных реакторах со стержневым; твэлами расплавление активной зоны возможно за счет остаточного тепловыделения при отказе одной защитной системы - системы аварийного расхолаживания реактора при срабатывании аварийной защиты. Чернобыльская авария развивалась, повидимому, по трехпериодному сценарию. В первом - произошел взрыв, разрушивший реактор и выбросивший значительную часть топлива из реактора, вместе с тем первый период закончился самоглушением оставшейся части активной зоны. Второй - период отравленного состояния реактора составил ~ 20 ч. Третий - начался с возникновения цепной реакции после разотравления оставшейся части зоны. Отсутствие организованного теплосъема с топлива в конечном счете привело к его расплавлению. Радиационное поражение окружающего пространства в первом периоде было незначительным, оно носило локальный характер (зона вблизи станции). Третий период привел к образованию "черного столба". Выбросы стали поражать огромное пространство (десятки-сотни км по радиусу). Предотвратить третий период можно было бы вводом поглотителя в оставшуюся часть активной зоны во втором периоде.
Международная шкала ядерных событий
Международная шкала ядерных событий
Международная шкала ядерных событий (англ.International Nuclear Event Scale (INES)) разработана Международным агентством по атомной энергии в 1988-1990 годах в целях единообразия оценки чрезвычайных случаев, связанных с аварийными радиационными выбросами в окружающую среду на атомных станциях и других ядерных объектах. МАГАТЭ рекомендует оповещать страны-участники в 24-часовой срок о всех авариях выше 2 уровня опасности, когда имеются хотя бы незначительные выбросы радиации за пределы производственой площадки.
• Ниже приводится шкала с примерами конкретных аварий.
7
Крупная авария
(самый большой ущерб)
(ЧАЭС (1986))
6
Серьезная авария
("Маяк" (1957))
5
Авария с риском за пределами площадки
(Пожар на АЭС в Уиндскейле (1957),
Три-Майл Айленд (1979))
4
Авария без значительного риска за пределами площадки
(Уиндскейл (1973), Сен-Лорен (1969, 1980),
Буэнос-Айрес (1983))
3
Серьезный инцидент
(Селлафилд (2005)), авария на АПЛ К-19(4 июля 1961 год)
2
Инцидент
1
Аномалия
0
Ниже шкалы
Не существенно для безопасности
• Международная шкала ядерных событий. Федеральное агентство по атомной энергии
См. также в других словарях:
• Припять (город) — Текущая версия [показать стабильную версию](сравнить) (+/ ) Данная версия страницы не проверялась участниками с соответствующими правами.Вы можете прочитать последнюю проверенную или т. н. стабильную версию от 23 ноября 2009,… (Википедия)
• Ядерная авария — Содержание 1 Наиболее известные радиационные аварии2 См. также3 Ссылки3.1 Международные соглашения4 Примечания // Радиационная авария, согласно определению НРБ 99, потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью… (Википедия)
• Маяк (производственное объединение) — Координаты: 55°42′45″ с. ш. 60°50′53″ в. д. / 55.7125° с. ш. 60.848056° в. д. (G)55.7125, 60.848056 Производственное объединение Маяк предприятие по хранению и переработке… (Википедия)
• Радиационная авария — Содержание 1 Наиболее известные радиационные аварии2 См. также3 Ссылки3.1 Международные соглашения4 Примечания // Радиационная авария, согласно определению НРБ 99, потеря управления источником ионизирующего излучения,… (Википедия)
• Радиационная гигиена — Радиационная гигиена изучает влияние ионизирующего излучения на здоровье человека, влияние малых доз на организм, миграцию радионуклидов в окружающей среде, последствия различных аварий, научные и правовые основы… (Википедия)
• Маяк (производственное обьединение) — Координаты: 55°42′45″ с. ш. 60°50′53″ в. д. / 55.7125° с. ш. 60.848056° в. д. (G)55.7125, 60.848056 Производственное объединение Маяк предприятие по хранению и переработке отработанного ядерного топлива, расположенное около города Озёрск… (Википедия)
• ПО МАЯК — Координаты: 55°42′45″ с. ш. 60°50′53″ в. д. / 55.7125° с. ш. 60.848056° в. д. (G)55.7125, 60.848056 Производственное объединение Маяк предприятие по хранению и переработке отработанного ядерного топлива, расположенное около города Озёрск… (Википедия)
Радиационная авария
Радиацио́нная ава́рия, согласно определению НРБ-99, «потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды».
Я́дерная ава́рия — один из видов радиационных аварий: авария, связанная с повреждением тепловыделяющих элементов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и/или облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации, вызванная:
• нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией в активной зоне реактора;
• образованием локальной критичности при перегрузке, транспортировке и хранении ядерного топлива;
• нарушением теплоотвода от ТВЭЛов.
[править] Наиболее известные радиационные аварии
• Кыштымская трагедия, взрыв на хранилище радиоактивных отходов ПО «Маяк»
29 сентября 1957 года произошла авария на ПО «Маяк». Загрязнение местности вдвое превышало аналогичное загрязнение, вызванное Чернобыльской аварией.[1]
• разрушение трёх плутониевых ядерных бомб в деревне Паломарес (Испания).
Ядерные аварии:
• Чернобыльская авария
• авария на АЭС Три-Майл Айленд
• Атомная авария на заводе «Красное Сормово»
• авария на подлодке К-19


Распространение информации о радиационной и ядерной безопасности.

22 – распр-е инф-ции о радиац и ядерной безоп-ти
4. Информирование и взаимодействие с общественностью и СМИ
Обязанность и ответственность органов государственного управления использованием атомной энергии и эксплуатирующими организациями за информирование общественности о безопасности проводимой ими деятельности закреплена федеральным законом «Об использовании атомной энергии». Закон предусматривает, что при нормальных условиях эксплуатирующая организация обеспечивает информирование населения о радиационной обстановке в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

Рис. 4-1. Фрагмент сайта Волгодонской АЭС с данными о радиационной обстановке
Радиационно опасные предприятия отрасли размещают на своих веб-сайтах и в местных СМИ сведения о текущем режиме работы и данные о радиационной обстановке с постов контроля в зоне наблюдения (рис. 4-1). Но дело не ограничивается только этим, поскольку информирование общественности по вопросам безопасности — важнейшая составляющая позитивного позиционирования отрасли в общественном мнении. Информационные службы центрального аппарата Росатома и его предприятий постоянно взаимодействуют с экологическими и молодежными организациями, отвечают на запросы журналистов, устраивают экскурсии, брифинги и пресстуры, ведут просветительскую работу.
Руководство атомной отрасли и ранее предпринимало усилия наладить конструктивные взаимоотношения с общественностью, в первую очередь с экологами, учитывая большой общественный резонанс вокруг экологи ческих проблем, связанных с атомной отраслью. В 2003 году был создан общественный экологический совет Минатома, в состав которого были приглашены представители экологического движения, в том числе и критически настроенные к ядерной энергетике. Однако в те времена это начинание не получило развитие. Сегодня, когда развитие ядерной энергетики объявлено одним из приоритетов государства, возникла необходимость в возобновлении деятельности Общественного совета с более широкими функциями.
В феврале 2006 года был создан Общественный совет Росатома для более широкого привле чения общественных организаций к выработке политики в области использования атомной энергии, охраны окружающей среды, ядерной и радиационной безопасности.
В качестве целей Общественного совета определены:
• привлечение институтов гражданского общества к формированию политики в области использования атомной энергии;
• организация обмена мнениями между учеными, специалистами, представителями органов государственной власти, представителями общественных и экологических организаций и объединений, представителями общественности по вопросам, связанным с ядерной энергетикой;
• повышение информированности общественности по основным направлениям деятельности Росатома;
• совершенствование взаимодействия Росатома с общественными и экологическими объединениями и гражданами.
В числе задач Общественного совета:
• учет и формирование общественного мнения при подготовке и принятии решений в сфере использования атомной энергии;
• разъяснение общественным и экологическим объединениям, гражданам целей, задач и методов реализации федеральных целевых программ в области ядерной и радиационной безопасности;
• сбор и обобщение предложений, поступающих от общественных объединений и граждан, направленных на решение экологических проблем;
• анализ и подготовка рекомендаций по реализации программ и проектов в области охраны окружающей среды;
• организация информационной и методической поддержки правовых инициатив общественных и экологических организаций и объединений;
• организация общественной и информационной поддержки гражданских инициатив в субъектах Российской Федерации.
На своих заседаниях в 2006 году Общественный совет рассмотрел ряд вопросов, среди основных из которых можно отметить следующие:
• концепция, стратегия и планы информационной и просветительской деятельности в области использования атомной энергии;
• ход реализации социально-экологических программ в Челябинской области и подготовке к реализации Программы по решению социальных и экологических проблем села Муслюмово;
• организация и проведение конкурсов среди некоммерческих, общественных и экологических организаций по реализации проектов, направленных на повышение уровня информированности населения по вопросам использования атомной энергии, повышение уровня социальной защищенности населения, проживающего на радиационно-загрязненных территориях и территориях, прилегающих к предприятиям атомной отрасли, по реализации работ в рамках информационно-образовательной и просветительской деятельности в области использования атомной энергии, осуществлению мероприятий по сохранению и развитию научного, исторического и культурного потенциала атомной отрасли и субъектов Российской Федерации, на территории которых расположены предприятия атомной отрасли.
Заслуживает отдельного рассмотрения политика информационной открытости, проводимая концерном «Росэнергоатом» в целях поддержания объективного общественного мнения к деятельности АЭС. Главной задачей работы с общественностью является своевременное и достоверное предоставление информации о производственной деятельности и событиях, происходящих на АЭС, о радиационной обстановке на территории станции и в зоне наблюдения АЭС.
Для оперативного информирования жителей города, области используются многоканальные автоответчики, установленные в информационных центрах АЭС (ИЦ АЭС). Тексты сообщений автоответчика подлежат ежемесячному обновлению и содержат оперативную информацию о состоянии действующих энергоблоков и обстановке на промплощадке и прилегающей к станции территории.
Одним из действенных механизмов формирования общественного мнения являются средства массовой информации (СМИ). Особое внимание в плане информирования общественности уделяется в наиболее точном отражении официальных данных и предупреждение распространения ложной, некорректной информации о работе и безопасности АЭС. Стало практикой обращение представителей СМИ в ИЦ АЭС, пресс-центр концерна за разъясняющей информацией.
За период 2006 года для федеральных и региональных СМИ (регионы расположения АЭС) было подготовлено 753 пресс-релиза, 284 информационных сообщения и более 1134 публикации по вопросам:
• о работе блоков и радиационной обстановке;
• безопасность и эффективность эксплуатации АЭС;
• проведение ремонтной компании;
• модернизация и реконструкция оборудования и систем;
• продлению срока эксплуатации энергоблоков;
• строительства комплексов обращения с радиоактивными отходами;
• подготовка персонала, охрана труда, международное сотрудничество, социальные программы и благотворительность, молодежная политика.
Продолжает оставаться очень высоким интерес населения к экскурсиям на АЭС, как формы наглядной информационно-разъяснительной и просветительской работы с населением. Заявки на проведение экскурсий, поступают в течение всего года, несмотря на то, что население извещено о прекращении экскурсий (по соображениям безопасности). По отзывам подавляющего большинства участников, именно посещение АЭС произвело на них сильное впечатление и способствовало формированию реального представления о высоком уровне культуры производства, технической и экологической безопасности АЭС. При проведении экскурсий осуществлялся дифференцированный подход к объему подаваемой информации с учетом образовательного и специального уровня знаний экскурсантов с соответствующей корректировкой маршрута экскурсии. Для проведения тематических экскурсий привлекаются соответствующие специалисты атомной станции. Всего за период 2006 года ИЦ АЭС и АЭС в целом посетили 38700 человек.
Кроме того, в целях популяризации достижений современной атомной энергетики, формирования и поддержания объективного и позитивного отношения к деятельности АЭС, концерна «Росэнергоатом», Федерального агентства по атомной энергии, авторитета их сотрудников всех уровней среди населения в 2006 году, как и ранее, работа осуществлялась по следующим основным направлениям:
• работа со средствами массовой информации;
• организация экскурсий в центр общественной информации АЭС;
• работа с персоналом АЭС (внутреннее информирование);
• взаимодействие с научными организациями, с преподавательским составом, учащимися средних школ города, ПТУ, студентами;
• работа с жителями 30-км зоны наблюдения (в т.ч. выездная работа);
• взаимодействие с администрацией региональных и муниципальных органов власти; федеральными и региональными органами государственной власти; общественно-политическими организациями.
Кроме проведения основной работы, была организована и осуществлена эффективная информационная поддержка строительства 2-го и последующих энергоблоков Волгодонской АЭС, проведения основных этапов строительных работ и хода строительства 4-го энергоблока БН-800.
Своевременное и достоверное предоставление информации, эффективное взаимодействие и проведение просветительско-пропагандистской работы с населением позволило концерну «Росэнергоатом» и в 2006 году сохранить позитивное отношение населения и общественности к АЭС.
Как известно, проблема жителей территории бассейна реки Теча остается одной из проблем, полученных в наследие от прошлых периодов. Ярким примером взаимодействия с общественностью может служить конкурс проектов по решению спектра проблем ФГУП «ПО «Маяк», объявленный Росатомом для общественных организаций. В частности, один из социальных проектов, профинансированных Росатомом, предусматривает социальную реабилитацию и оздоровление детей, проживающих в селе Муслюмово Кунашакского района Челябинской области. В рамках этого проекта — отдых 100 детей в летнем лагере «Чайка» в г. Сочи.
В октябре 2006 года в селе Муслюмово открылся Информационный центр по содействию в отселении жителей. Основной задачей центра станет предоставление бесплатных консультационных услуг жителям этого населенного пункта, который расположен рядом с рекой, пострадавшей вследствие реализации оборонной ядерной программы СССР в середине прошлого столетия. В центре будут работать юристы, специалисты государственных органов регистрации недвижимого имущества, представители органов местного самоуправления и правительства Челябинской области, а также общественных организаций, аккредитованных для участия в программе социально-экологической реабилитации территорий, подвергшихся радиоактивному заражению. Поддержку работе консультационного центра будет осуществлять Общественный совет Росатома.
На основании распоряжения Правительства Российской Федерации в 2006 году Росатом выделил 600 млн. рублей на финансирование мероприятий по преодолению социальных и экологических последствий деятельности ФГУП «ПО «Маяк», включая меры по реабилитации территорий в районе поймы реки Теча в пределах села Муслюмово и отселение жителей села. Правительство Челябинской области закладывает на эти цели в бюджет области на 2007-2008 годы 450 млн. рублей.
20-я годовщина аварии на Чернобыльской АЭС стала серьезным поводом для открытого обсуждения проблем, связанных с ее последствиями — как реальными, так и нередко надуманными. Состоялись мероприятия, в которых участвовали не только профессионалы атомной отрасли, но и ученые институтов РАН и РАМН, специалисты других ведомств.
Итоги 20-летнего изучения радиологических последствий аварии для населения Российской Федерации обсуждались на специальном заседании Российской научной комиссии по радиационной защите (14 марта 2006 г.) и на научном симпозиуме Координационного совета РАН по техническим наукам (4 апреля 2006 г.). Углубленный анализ всего объема накопленных данных составил основу Российского национального доклада «20 лет чернобыльской катастрофы. Итоги и перспективы преодоления ее последствий в России» [5]. Содержание основных разделов национального доклада позволяет говорить о принципиальном согласии результатов работ российских ученых и выводов Чернобыльского форума, главный из которых заключается в том, что «... наиболее тяжелые последствия аварии на ЧАЭС реализовались не в радиологических проявлениях, а в социально-экономической сфере».
Можно упомянуть и организованный 6-7 декабря 2006 года Министерством Российской Федерации по делам гражданской обороны, чрезвычайным ситуациям и ликвидации последствий стихийных бедствий научно-практический семинар, проведенный в рамках Международной специализированной выставки «Чернобыль: экология, человек, здоровье» (Москва, ВВЦ, 5-8 декабря 2006 года), который позволил отразить результаты научных исследований и практических разработок в области преодоления последствий чернобыльской катастрофы, проведенных в Российской Федерации, Республике Беларусь и Украине за прошедшие 20 лет.
Помимо Национального доклада, были выпущены аналитические обзоры для специалистов и популярные брошюры для широкого круга читателей.
Программа развития атомной промышленности нацелена в будущее. И то, насколько успешно она будет реализована, зависит от того, кто придет на смену сегодняшним профессионалам отрасли. Уже в течение 5 лет, с января 2002 года действует Интернет-проект «Детская ядерная академия», представляющий собой пример общественной деятельности, направленной на поддержку развития атомной промышленности. Этот проект охватывает все большее число участников, в первую очередь, в районах расположения объектов атомной промышленности. Ежегодно проводится конкурс проектов «Энергия будущего» (рис. 4-2), чемпионаты по дебатам «Зона риска», представляющие собой ролевые игры. На сегодняшний день в проектах Детской ядерной академии участвуют более 2 тысяч учащихся из 120 городов и поселков не только Российской Федерации, но и Беларуси, Казахстана, Украины.
Подробная и оперативная информация об атомной отрасли размещена на сайтах www.minatom.ru; www.rosatom.ru; сайтах АЭС, предприятий.


Органы, осуществляющие контроль за соблюдением ядерной и радиационной безопасностью и их компетенция.

23 – органы, осущ-щие контроль за соблюдением ЯРБ
ЯРБ — непременное условие деятельности по использованию атомной энергии (см. рисунок). Поэтому успехи реформирования и дальнейшего развития атомной отрасли во многом будут определяться успехами реализации ФЦП «Обеспечение ЯРБ на 2008 год и на период до 2015 года» и реальным состоянием обеспечения ядерной и радиационной безопасности.
Корпорация должна проводить государственную политику в сфере обеспечения безопасности при использовании атомной энергии, включая решение проблемы обращения с ОЯТ и РАО на базе формирования единой национальной системы обращения ОЯТ и РАО.
В рамках корпорации необходимо будет создать отраслевую систему контроля безопасности ядерно- и радиационно-опасных объектов, основанную на компетентности должностных лиц и экспертов в экономических, научно-технических и технологических аспектах безопасного использования атомной энергии, – систему профессионального аудита безопасности.
Корпорация является государственным компетентным органом по ЯРБ при перевозках ядерных материалов, радиоактивных веществ и изделий из них, который будет формировать и проводить соответствующую государственную политику. В ее задачи входит также: организация и ведение госконтроля обеспечения безопасности при перевозке; разработка и осуществление мероприятий по предотвращению и ликвидации последствий ядерных и радиационных аварий при транспортировании; выдача сертификатов-разрешений на перевозку, а также использование транспортных упаковочных комплектов; представление интересов РФ в соответствующих международных организациях.
Очень важно законодательно закрепить роль корпорации в международном сотрудничестве. Она должна представлять Россию в МАГАТЭ и других международных организациях. Ей, в частности, необходимо дать полномочия национального регулирующего органа в соответствии с международной Конвенцией о ядерной безопасности. Корпорация также должна выполнять функции национального компетентного органа в соответствии с международными конвенциями об оповещении о ядерной аварии, о помощи в случае ядерной аварии или радиационной аварийной ситуации, о физической защите ядерного материала, а также по выполнению обязательств Российской Федерации в области обеспечения физической защиты ядерного материала. И, кроме того, отвечать за выдачу странам-поставщикам заверений в мирном использовании импортируемых ядерных товаров и технологий, обеспечивать их физзащиту и условия последующей передачи.

Надзор за использованием атомной энергии
Для повышения эффективности государственного управления использованием атомной энергии корпорацию целесообразно наделить некоторыми правами, которые принадлежат надзорным органам.
Существующее законодательство, разграничившее функции и полномочия органов государственного управления и регулирования безопасности (надзора) использования атомной энергии было сформировано на основе федерального закона «Об использовании атомной энергии», принятого в 1995 году. При этом реализовалась характерная для 90-х тенденция усиления надзорных органов за счет передачи им важнейших управленческих функций – лицензирования (фактически являющегося допуском к работе), утверждение требований безопасности, анализа (оценки и экспертизы) и т.д. При этом, однако, регулирующие органы не несут ответственности за реальную безопасность поднадзорной деятельности – за это полностью отвечают эксплуатирующие организации и признавшие их органы государственного управления.
Действующая система лицензирования деятельности в области использования атомной энергии изобилует избыточными процедурами и сдерживает инновационное развитие отрасли. В настоящее время в РФ действуют четыре органа регулирования безопасности при использовании атомной энергии – Ростехнадзор, Роспотребнадзор, МЧС и ФМБА России. Вопреки международным конвенциям, лицензирование распространено на все виды деятельности и объекты использования атомной энергии, и даже на их персонал. При этом порядок лицензирования не зависит от вида объекта – и для атомных станций, и для радиофармпрепаратов предусмотрены одинаковые процедуры.
Задача повышения эффективности лицензионной деятельности должна решаться с учетом ФЗ «О техническом регулировании», которым предусматривается использование различных форм оценки соответствия. Оптимизация лицензирования должна быть направлена на: устранение дублирования санитарно-эпидемиологических, экологических и прочих лицензий и экспертиз; дифференцирование процедур для различных процессов и объектов; сокращение лицензируемых видов деятельности с учетом полной ответственности эксплуатирующей организации за безопасность; увеличение срока действия лицензии до проектного срока эксплуатации объекта.
Лицензироваться должна только непосредственная работа с ядерными материалами и содержащими их изделиями (установками), а также изготовление, транспортирование и захоронение радиоактивных веществ и содержащих их изделий.
В идеале корпорации следует передать полномочия по лицензированию деятельности в области мирного использования атомной энергии, выдаче работникам разрешений на проведение работ, разработке, утверждению и вводу в действие соответствующих федеральных норм и правил безопасности, а также проведению экспертиз безопасности. Это позволит значительно оптимизировать процедуры лицензирования и экспертиз благодаря высокому уровню компетентности лицензирующего органа в экономических, научно-технических и технологических вопросах, устранит избыточные административные барьеры, препятствующие инновационному развитию отрасли, будет способствовать сокращению сроков создания и стоимости атомных установок и технологий.
Международная Конвенция о ядерной безопасности не содержит прямого запрета на выполнение одной организацией нескольких различных функций в области использования атомной энергии. Единственное требование, предъявляемое к статусу регулирующих органов, заключается в «обеспечении эффективного отделения надзора за безопасностью от других видов деятельности». Следовательно, наделение корпорации полномочиями по лицензированию и утверждению требований безопасности не вступит в противоречие с этой конвенцией, если будет обеспечена реальная независимость органа этой структуры, выдающего лицензии, от бизнес-интересов атомного энергопромышленного и оружейного комплексов.
Закрепление перечисленных функций и полномочий создаваемой корпорации в специальном законе усилит роль государственного управления, координации, контроля и регулирования безопасности, создаст основу реализации концепции социально приемлемого риска при использовании атомной энергии, гармонизирует правовое регулирование этой сферы. Результатом станет повышение уровня безопасности персонала, населения и окружающей среды при эксплуатации объектов использования атомной энергии, усиление готовности к предотвращению и ликвидации последствий ядерных и радиационных аварий.

Российская система государственных гарантий безопасности в области использования атомной энергии в настоящее время базируется на «Основах государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2010 года и дальнейшую перспективу», утвержденных Президентом РФ 4 декабря 2003 года.
Этим документом централизованное государственное управление ядерно-опасными объектами и контроль их деятельности в условиях рыночной экономики были отнесены к основным принципам государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности. В частности, предусматривается усиление роли государственного управления и регулирования безопасности при использовании атомной энергии, совершенствование структуры органов государственного управления использованием атомной энергии для координации их деятельности и уточнения задач, а также разрешительного характера деятельности с использованием механизмов лицензирования и сертификации. Госуправление должно обеспечить реализацию концепции социально приемлемого риска, повышение защищенности ядерных объектов и материалов в условиях усиления террористических угроз, поддержание необходимого уровня готовности сил и средств для ликвидации последствий чрезвычайных ситуаций, а также террористических актов, контроль транспортирования ядерно- и радиационно-опасных объектов и материалов на территории РФ. Для правового обеспечения решения этих задач в ФЗ «Об использовании атомной энергии» должны быть внесены соответствующие изменения.
Инструментом практической реализации Основ государственной политики является федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года», утвержденная постановлением Правительства Российской Федерации от 13 июля 2007 года.
РОСПОТРЕБНАДЗОР
Федеральная служба по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека образована в соответствии с Указом Президента Российской Федерации от 9 марта 2004 г. № 314 <О системе и структуре федеральных органов исполнительной власти>.
Федеральной службе передана часть функций Министерства здравоохранения Российской Федерации, Министерства экономического развития и торговли Российской Федерации, Министерства по антимонопольной политике Российской Федерации.
Федеральная служба осуществляет свою деятельность согласно Постановлению Правительства Российской Федерации от 6 апреля 2004 г. № 154 <Вопросы Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека> и на основании Положения, утвержденного Постановлением Правительства Российской Федерации от 30 июня 2004 г. № 322 <Об утверждении Положения о Федеральной службе по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека>.
Федеральная служба является уполномоченным федеральным органом исполнительной власти, осуществляющим функции по контролю и надзору в сфере обеспечения санитарно-эпидемиологического благополучия населения Российской Федерации, защиты прав потребителей на потребительском рынке.
Правовые основы деятельности Федеральной службы установлены федеральными законами <О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения>, <О защите прав потребителей>, другими нормативными правовыми актами Российской Федерации.
Федеральная служба осуществляет свою деятельность непосредственно и через свои территориальные органы во взаимодействии с другими федеральными органами исполнительной власти, органами исполнительной власти субъектов Российской Федерации и иными организациями.
В Федеральной службе по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека образовано 89 территориальных управлений и 90 Центров гигиены и эпидемиологии в субъектах Российской Федерации.
Специалисты Федеральной службы осуществляют санитарно-карантинный контроль в 285 пунктах пропуска, в том числе в 102 — на автомобильном транспорте, 67 — в аэропортах, 64 — морских, 13 речных, 39 — на пограничных железнодорожных станциях.
Помимо Территориальных управлений и Центров гигиены и эпидемиологии, в подведомственности Федеральной службе находится 28 научно-исследовательских институтов, 14 противочумных станций, более 100 организаций дезинфекционного профиля.
Всего в органах и организациях Федеральной службы работает около 110 тысяч специалистов.
МЧС
Основными задачами МЧС России являются:

1) выработка и реализация государственной политики в области гражданской обороны, защиты населения и территорий от чрезвычайных ситуаций, обеспечения пожарной безопасности, а также безопасности людей на водных объектах в пределах компетенции МЧС России;

2) организация подготовки и утверждения в установленном порядке проектов нормативных правовых актов в области гражданской обороны, защиты населения и территорий от чрезвычайных ситуаций, обеспечения пожарной безопасности и безопасности людей на водных объектах;

3) осуществление управления в области гражданской обороны, защиты населения и территорий от чрезвычайных ситуаций, обеспечения пожарной безопасности, безопасности людей на водных объектах, а также управление деятельностью федеральных органов исполнительной власти в рамках единой государственной системы предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций;

4) осуществление нормативного регулирования в целях предупреждения, прогнозирования и смягчения последствий чрезвычайных ситуаций и пожаров, а также осуществление специальных, разрешительных, надзорных и контрольных функций по вопросам, отнесенным к компетенции МЧС России;

5) осуществление деятельности по организации и ведению гражданской обороны, экстренному реагированию при чрезвычайных ситуациях, защите населения и территорий от чрезвычайных ситуаций и пожаров, обеспечению безопасности людей на водных объектах, а также осуществление мер по чрезвычайному гуманитарному реагированию, в том числе за пределами Российской Федерации.

ФМБА (фед медико-биологич агентство)
федеральный орган исполнительной власти, находящийся в ведении Министерства здравоохранения и социального развития. Осуществляет функции по контролю и надзору в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия работников организаций отдельных отраслей промышленности с особо опасными условиями труда и населения отдельных территорий, правоприменительные функции и функции по оказанию государственных услуг и управлению государственным имуществом в сфере медико-санитарного обеспечения работников организаций отдельных отраслей промышленности с особо опасными условиями труда и населения отдельных территорий.


Роль общественных объединений в осуществлении ядерной и радиационной безопасности.

24 – роль ОО в осущ-ии ЯРБ
Под общественным объединением понимается добровольное, самоуправляемое, некоммерческое формирование, созданное по инициативе граждан, объединившихся на основе общности интересов для реализации общих целей, указанных в уставе общественного объединения.
Различают следующие виды общественных объединений:
Общественная организация - это основанное на членстве общественное объединение, созданное на основе совместной деятельности для защиты общих интересов и достижения уставных целей объединившихся граждан.
Членами общественной организации в соответствии с ее уставом могут быть физические лица и юридические лица - общественные объединения. Высшим руководящим органом общественной организации является съезд (конференция) или общее собрание. Постоянно действующим руководящим органом общественной организации является выборный коллегиальный орган, подотчетный съезду или общему собранию.
Суть членства заключается в документальном оформлении участия в организации (заявления, членские билеты и пр.), наличии определенных прав (избирать и быть избранными в руководящие органы), обязанностей (уплачивать взносы и т.п.) и ответственности за несоблюдение устава организации вплоть до исключения из ее рядов. Этим общественные организации и партии отличаются от других видов общественных объединений, основанных на участии.
Участники - это физические и юридические лица (общественные объединения), выражающие поддержку целям объединения или его конкретным акциям, принимающие участие в его деятельности без обязательного оформления условий своего участия.
Общественное движением является состоящее из участников и не имеющее членства массовое общественное объединение, преследующее социальные, политические и иные общественное полезные цели.
Общественный фонд - один из видов некоммерческих фондов, представляет собой не имеющее членства общественное объединение, цель которого заключается в формировании имущества на основе добровольных взносов, иных не запрещенных законом поступлений и использовании данного имущества на общественно полезные цели. Учредители и управляющие имуществом общественного фонда не вправе использовать указанное имущество в собственных интересах.
Общественное учреждение - не имеющее членства общественное объединение, ставящее своей целью оказание конкретного вида услуг.
Орган общественной самодеятельности - не имеющее членства общественное объединение, целью которого является совместное решение различных социальных проблем, возникающих у граждан по месту жительства, работы или учебы, направленное на удовлетворение потребностей неограниченного круга лиц.
Политическая партия - это общественное объединение, созданное в целях участия граждан Российской Федерации в политической жизни общества посредством формирования и выражения их политической воли, участия в общественных и политических акциях, в выборах и референдумах, а также в целях представления интересов граждан в органах государственной власти и органах местного самоуправления.
Фе деральный закон от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения" (с изменениями и дополнениями)
Глава VI. Права и обязанности граждан и общественных объединений в области обеспечения радиационной безопасности
Статья 22. Право граждан на радиационную безопасность
Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов, выполнения гражданами и организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, требований к обеспечению радиационной безопасности.
См. комментарии к статье 22 настоящего Федерального закона
Статья 23. Право граждан и общественных объединений на получение информации
Граждане и общественные объединения имеют право на получение объективной информации от организации, осуществляющей деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, в пределах выполняемых ею функций о радиационной обстановке и принимаемых мерах по обеспечению радиационной безопасности.
См. комментарии к статье 23 настоящего Федерального закона
Статья 24. Предоставление доступа на территорию организации, осуществляющей деятельность с использованием источников ионизирующего излучения
Представители общественных объединений имеют право доступа в организацию, осуществляющую деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, в порядке и на условиях, которые установлены законодательством Российской Федерации.
См. комментарии к статье 24 настоящего Федерального закона
Федеральным законом от 22 августа 2004 г. N 122-ФЗ в статью 25 настоящего Федерального закона внесены изменения, вступающие в силу с 1 января 2005 г.
Статья 25. Социальная поддержка граждан, проживающих на территориях, прилегающих к организациям, осуществляющим деятельность с использованием источников ионизирующего излучения
Граждане, проживающие на территориях, прилегающих к организациям, которые осуществляют деятельность с использованием источников ионизирующего излучения и в которых существует возможность превышения установленных настоящим Федеральным законом основных пределов доз, имеют право на социальную поддержку. Порядок предоставления социальной поддержки устанавливается законом.
См. комментарии к статье 25 настоящего Федерального закона
Статья 26. Право граждан на возмещение вреда, причиненного их жизни и здоровью, обусловленного облучением ионизирующим излучением, а также в результате радиационной аварии, и на возмещение причиненных им убытков
1. Граждане имеют право на возмещение вреда, причиненного их жизни и здоровью, и(или) на возмещение причиненных им убытков, обусловленных облучением ионизирующим излучением сверх установленных настоящим Федеральным законом основных пределов доз, в соответствии с законодательством Российской Федерации.
2. В случае радиационной аварии граждане имеют право на возмещение вреда, причиненного их жизни и здоровью, и (или) на возмещение причиненных им убытков в соответствии с законодательством Российской Федерации.
См. комментарии к статье 26 настоящего Федерального закона
Статья 27. Обязанности граждан в области обеспечения радиационной безопасности
Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, обязаны:
соблюдать требования к обеспечению радиационной безопасности;
проводить или принимать участие в реализации мероприятий по обеспечению радиационной безопасности;
выполнять требования федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственное управление, государственный надзор и контроль в области радиационной безопасности, органов исполнительной власти субъектов Российской Федерации и органов местного самоуправления по обеспечению радиационной безопасности.
Международный Социально-Экологический Союз (МСоЭС) и Центр Экологической Политики России (ЦЭПР).
Программа «ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ»
[ ENGLISH ]

Обеспечение ядерной и радиационной безопасности населения и природы находятся в числе самых актуальных экологических проблем большинства стран бывшего Советского Союза.
Огромные территории России, Белоруссии, Казахстана, Украины и ряда других стран СНГ опасно загрязнены в результате ядерно-радиационных аварий и катастроф, производства и испытаний ядерного оружия, проведения промышленных ядерных взрывов. Обостряется ситуация с разборкой стареющих атомных станций и выведенных из строя более 150 атомных подводных лодок, утилизацией ядерных компонентов сокращаемого ядерного оружия.
Государственная политика в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности не обеспечивает в должной степени защиту экологических прав населения. Ведомственные интересы зачастую оказываются выше интересов общества. Несовершенное законодательство и неисполнение принятых законов усугубляет ситуацию.
Исходя из того, что роль неправительственных организаций в решении проблем ядерной и радиационной безопасности и обеспечению национальных интересов в этой области оказывается исключительно важной, 6-я Конференция Социально Экологического Союза (СоЭС) (Казахстан, Темиртау, сентябрь 1997 г.) приняла решение о создании Программы СоЭС по ядерной и радиационной безопасности. В дальнейшем деятельность Программы была поддержана Центром экологической политики России (ЦЭПР).
Целью Программы является объединение усилий всех заинтересованных организаций и лиц, в решении проблем обеспечения ядерной и радиационной безопасности населения и окружающей среды.
Достижение поставленной цели осуществляется путем:
• создания сети общественных организаций и групп, обеспокоенных радиоактивным загрязнением среды, организацией связи и обмена опытом членов сети с использованием всех возможных средств;
• распространения посредством электронных и печатных изданий и иных средств правдивой и оперативной информации о деятельности ядерного комплекса СНГ, повлекшей или могущей повлечь радиоактивное загрязнение окружающей среды, нарушениях прав граждан на здоровую окружающую среду, информации о мировом опыте, тенденциях и последствиях в развитии ядерных комплексов зарубежных стран;
• участия в процессе принятия решений по вопросам деятельности структур, ответственных за ядерную и радиационную безопасность (посредством обращений в структуры исполнительной власти и суды, организации и проведении общественных экологических экспертиз и участия в проведении государственных экологических экспертиз и т.п.);
• инициирование принятия законов, более строгих норм и правил, обеспечивающих ядерную и радиационную безопасность (инициировании и участия в соответствующих парламентских слушаниях, работа с партиями, представленными в законодательных органах и отдельными депутатами, подготовка проектов законов) и общественного контроля за исполнением законодательства по ядерной и радиационной безопасности;
• проведения конференций, семинаров, круглых столов и других дискуссий и встреч, а также пресс-конференций и других акций по вопросам ядерной и радиационной безопасности;
• взаимодействия с другими общественными (массовыми и профессиональными), благотворительными, научными, религиозными и другими организациями разных стран, решающими задачи обеспечения ядерной и радиационной безопасности;
• взаимодействие со средствами массовой информации.
Общее руководство Программой осуществляется Советом, состоящим из представителей общественных организаций связанных с решением проблем ядерной и радиационной безопасности и специалистов в этой области.


Понятие и функции ответственности за нарушение законодательства об использовании атомной энергии.

25 – отв-ть за наруш-е зак-ва об ИАЭ
Глава XIII. Ответственность за нарушение законодательства Российской Федерации в области использования атомной энергии (ФЗ об ИАЭ)
Статья 61. Ответственность должностных лиц органов государственной власти, органов местного самоуправления, органов управления использованием атомной энергии, органов государственного регулирования безопасности, эксплуатирующих организаций, организаций, выполняющих работы и предоставляющих услуги для эксплуатирующих организаций, работников ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения, работников организаций, осуществляющих иную деятельность в области использования атомной энергии, а также граждан за нарушение законодательства Российской Федерации в области использования атомной энергии
Нарушение должностными лицами органов государственной власти, органов местного самоуправления, органов управления использованием атомной энергии, органов государственного регулирования безопасности, эксплуатирующих организаций, организаций, выполняющих работы и предоставляющих услуги для эксплуатирующих организаций, работниками (в том числе командированными) ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения, работниками (в том числе командированными) организаций, осуществляющих иную деятельность в области использования атомной энергии, а также гражданами законодательства Российской Федерации в области использования атомной энергии влечет за собой ответственность в соответствии с законодательством Российской Федерации.
К числу таких нарушений относятся:
нарушение норм и правил в области использования атомной энергии;
нарушение условий разрешений (лицензий) на право ведения работ в области использования атомной энергии;
неисполнение или ненадлежащее исполнение предписаний органов государственного регулирования безопасности;
проведение работ на ядерной установке, на радиационном источнике и в пункте хранения, а также обращение с ядерными материалами и радиоактивными веществами без указанного разрешения;
выдача указанного разрешения (лицензии) и предписаний должностными лицами органов государственного регулирования безопасности с нарушением установленного порядка;
несоблюдение требований к размещению ядерной установки, радиационного источника и пункта хранения;
поставка, монтаж и ввод в эксплуатацию неисправного оборудования ядерной установки, радиационного источника и пункта хранения;
приемка в эксплуатацию ядерной установки, радиационного источника и пункта хранения без сооружения и ввода в действие всех предусмотренных в проекте указанных объектов;
приемка в эксплуатацию ядерной установки, радиационного источника и пункта хранения без реализации мер по обеспечению защиты работников и командированных работников указанных объектов использования атомной энергии, населения прилегающих районов и охраны окружающей среды;
невыполнение своих должностных обязанностей работниками ядерной установки, радиационного источника и пункта хранения;
самовольное оставление ядерной установки, радиационного источника и пункта хранения работниками дежурной смены;
невыполнение своих должностных обязанностей лицами, указанными в абзаце первом настоящей статьи, в критических ситуациях, которое повлекло или могло повлечь за собой человеческие жертвы, необоснованное облучение людей или радиоактивное загрязнение окружающей среды;
допуск к работе на ядерной установке, на радиационном источнике и в пункте хранения работников без соответствующих документов, удостоверяющих квалификацию, работников, имеющих медицинские противопоказания для работы на указанных объектах, а также лиц моложе 18 лет;
прямое или косвенное принуждение работников указанными должностными лицами к нарушению регламента и инструкций по эксплуатации ядерной установки, радиационного источника и пункта хранения;
насильственные действия, препятствующие указанным должностным лицам и работникам эксплуатирующих организаций выполнять свои трудовые обязанности;
уклонение должностных лиц и других работников от выполнения обязанностей согласно действующему плану защиты работников объектов использования атомной энергии и населения в случае аварии;
направление должностным лицом работников объектов использования атомной энергии в радиационно опасные зоны с возможным превышением основных дозовых пределов и допустимых уровней радиационного воздействия без согласия указанных работников и без их информирования о возможных уровнях облучения, а также с нарушением предусмотренных для этих условий норм, правил и инструкций;
создание препятствий для выполнения должностными лицами органов государственного регулирования безопасности своих функций;
необоснованный или преднамеренный выброс или сброс радиоактивных веществ в атмосферу, водную среду и недра в количествах, превышающих предельно допустимые уровни;
сокрытие факта аварии или нарушение установленного порядка информирования об аварии на ядерной установке, радиационном источнике или в пункте хранения, сокрытие информации о состоянии радиационного загрязнения окружающей среды, а также выдача преднамеренно ложной информации о состоянии радиационной обстановки указанных объектов;
отказ в предоставлении информации, умышленное искажение или сокрытие информации по вопросам безопасности при использовании атомной энергии;
нарушение требований к обеспечению физической защиты ядерной установки, радиационного источника, пункта хранения, ядерных материалов и радиоактивных веществ;
нарушение установленного порядка учета и контроля ядерных материалов и радиоактивных веществ;
хищение, незаконные использование, приобретение, хранение, передача, продажа или разрушение ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиационных источников, сокрытие информации об известных, о готовящихся или о совершенных указанных действиях;
требование или принуждение к совершению определенных действий (бездействию), сопряженных с угрозой использования в преступных целях ядерных материалов или радиоактивных веществ;
вовлечение в хозяйственный оборот в целях использования и потребления населением продукции, загрязненной радиоактивными веществами выше установленных нормативов, или производство и реализация без разрешения уполномоченных на то органов здравоохранения Российской Федерации продукции, которая содержит радиоактивные вещества;
нарушение установленного порядка экспорта и импорта ядерных установок, оборудования, технологий, ядерных материалов, радиоактивных веществ, специальных неядерных материалов и услуг в области использования атомной энергии;
участие в организации и проведении на территории ядерной установки, радиационного источника или пункта хранения несанкционированных общественных мероприятий;
организация и проведение митингов, других общественных мероприятий вне территории ядерной установки, радиационного источника или пункта хранения, если в результате организации и проведения таких общественных мероприятий может произойти нарушение работоспособности ядерной установки, радиационного источника или пункта хранения, либо будет затруднено выполнение работниками указанных объектов своих трудовых обязанностей, либо будут иметь место иные угрозы безопасности населения и окружающей среды. Законодательством Российской Федерации могут быть предусмотрены другие нарушения, за совершение которых в соответствии с настоящей статьей наступает ответственность;
нарушение порядка и условий признания организации пригодной эксплуатировать ядерную установку, радиационный источник или пункт хранения и осуществлять собственными силами или с привлечением других организаций деятельность по размещению, проектированию, сооружению, эксплуатации и выводу из эксплуатации ядерной установки, радиационного источника или пункта хранения, а также деятельность по обращению с ядерными материалами и радиоактивными веществами.


Виды ответственности за нарушение законодательства об использовании атомной энергии.

26 – виды отв-ти
Об административной ответственности организаций за нарушение законодательства в области использования атомной энергии
Президент Российской Федерации В.В.Путин подписал Федеральный закон "Об административной ответственности организаций за нарушение законодательства в области использования атомной энергии". Настоящий Федеральный закон "призван способствовать повышению эффективности государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии, направлен на усиление защиты здоровья и жизни людей, охраны окружающей среды".
Ряд статей данного Закона определяет административные нарушения, которые влекут наложение штрафа на организацию, осуществляющую деятельность в области атомной энергии. Имеются в виду такие нарушения, как:
- отсутствие "разрешения (лицензии) федеральных органов, осуществляющих государственное регулирование безопасности при использовании атомной энергии",
- "нарушение федеральных норм и правил" в данной области или "предусмотренных разрешением (лицензией) условий, если в результате нарушения причинен либо мог быть причинен вред здоровью людей или окружающей среде",
- "нарушение организацией установленного порядка учета ядерных материалов или радиоактивных веществ, необеспечение контроля за соблюдением привил их хранения и использования".
В Законе также говорится, что "дела об административных правонарушениях, предусмотренных статьями настоящего Федерального закона, рассматриваются в пределах своей компетенции федеральными органами исполнительной власти, осуществляющими государственное регулирование безопасности при использовании атомной энергии".
Производство по делам об административных правонарушениях, предусмотренных статьями настоящего Федерального закона, а также "исполнение постановлений о наложении административных взысканий по таким делам осуществляется в порядке, установленном Кодексом РСФСР об административных правонарушениях".
Согласно Закону, "наложение административного взыскания на организацию не освобождает от ответственности за данное правонарушение виновное физическое лицо, равно как и привлечение к ответственности виновного физического не освобождает от административной ответственности за данное правонарушение организацию".

Президент Российской Федерации В.В.Путин своим Распоряжением принял одобренное Правительством Российской Федерации предложение о подписании Европейской социальной хартии (пересмотренной) от 3 мая 1996 года и поручил Минтруду России подписать указанную Хартию от имени Российской Федерации.


Гражданско-правовая ответственность за ядерный ущерб (международно-правовое регулирование). Трансграничный ядерный ущерб.

28 – гр-пр отв-ть за ядерный ущерб. Трансграничный ядерный ущерб
ядерный ущерб - вред, причиненный личности и/или имуществу физического лица, а также вред, причиненный имуществу юридического лица радиационным воздействием или комбинацией радиационного воздействия с токсическим, взрывным или другими опасными воздействиями, возникающий или являющийся следствием ядерного инцидента.
Субъектом ответственности за ядерный ущерб по настоящему Федеральному закону является эксплуатирующая организация, созданная в соответствии с законодательством Российской Федерации и признанная соответствующим федеральным органом исполнительной власти, осуществляющим управление использованием атомной энергии, пригодной эксплуатировать ядерный объект и осуществлять собственными силами или с привлечением других организаций деятельность по размещению, проектированию, сооружению, эксплуатации и выводу из эксплуатации ядерного объекта, а также деятельность по обращению с ядерными материалами и радиоактивными веществами.
Под гражданско-правовой ответственностью за ядерный ущерб понимается ответственность за вред, причиненный жизни или здоровью рабочих и служащих ядерных установок, а также за вред, причиненный третьим лицам, т. е. лицам, непосредственно не связанным с деятельностью ядерных предприятий. Этот особый режим гражданско-правовой ответственности, отличающийся новизной и значительной сложностью, оформился в основном в последние четыре десятилетия. Именно в этот период ядерная энергетика сформировалась в самостоятельную отрасль энергетического производства.
Источниками международного режима гражданско-правовой ответственности за ядерный ущерб являются прежде всего следующие конвенции.
1. Парижская конвенция об ответственности перед третьей стороной в области ядерной энергии от 29 июля 1960 г., подписанная всеми государствами Европейского экономического сообщества, за исключением Ирландии и Исландии. В преамбуле Парижской конвенции отмечено желание договаривающихся сторон «обеспечить соразмерную и справедливую компенсацию лицам, потерпевшим ущерб в результате ядерных инцидентов, приняв при этом необходимые меры для того, чтобы избежать задержек в развитии производства и использования ядерной энергии в мирных целях».
2. На базе Парижской конвенции в Брюсселе 31 января 1963 г. была разработана Дополнительная конвенция Евратома.
Парижская конвенция предусматривает обязанность оператора ядерной установки или лица, отвечающего за груз ядерных материалов, возместить ущерб, вызванный смертью лица или причинением ему увечья, а также утратой имущества или причинением ему ущерба. Из сферы действия конвенции однако исключен ущерб, причиненный имуществу, находящемуся в ведении оператора, под его охраной или контролем в месте расположения установки или в связи с эксплуатацией установки, а также в случае транспортировки ядерных материалов за исключением ущерба, причиненного транспортным средствам, на которых находился ядерный материал в момент ядерного инцидента, причинившего ущерб (ст. 3).
3. Брюссельская конвенция, подписанная 25 мая 1962 г., регулирует ответственность за ядерный ущерб оператора ядерных судов.
Оператором ядерного судна является согласно конвенции лицо, уполномоченное государством путем выдачи лицензии на эксплуатацию любого судна, оборудованного ядерной энергетической установкой, либо само государство, эксплуатирующее такое судно.
4. Венская конвенция 1963 г. о гражданской ответственности за ядерный ущерб принята на Международной дипломатической конференции 29 апреля—19 мая 1963 г. Конвенция и факультативный протокол относительно обязательного урегулирования споров были открыты для подписания 21 мая 1963 г. Конвенцию ратифицировали: Куба (25 октября 1965 г.), АРЕ (5 ноября 1968 г.), Филиппины (15 ноября 1965 г.), Аргентина (25 апреля 1964 г.), Югославия (12 августа 1977 г.), Нигерия (24 июня 1979 г.). К конвенции присоединились Камерун (6 марта 1964 г.), Тринидад и Тобаго (31 января 1966 г.), Боливия (10 апреля 1968 г.). СССР подписал заключительный акт конференции и голосовал за принятие конвенции, однако не ратифицировал ее.
В основу разграничения сфер действия конвенций могут быть положены различные критерии. Парижская и Венская конвенции и Дополнительная конвенция Евратома регулируют ответственность операторов стационарных ядерных установок, точнее ядерных установок, которые не используются в качестве двигателей транспортных средств. Брюссельская же конвенция регламентирует ответственность операторов ядерных судов. Она распространяется на ядерные суда всех видов, в т. ч. военные. Парижская и Венская конвенции, а также Дополнительная конвенция Евратома, напротив, распространяется на установки, которые используются исключительно в мирных целях. Что касается аспектов ответственности, не урегулированных конвенциями, они подлежат определению в национальном законодательстве стран -участниц.
Все конвенции, регулирующие проблемы ответственности при эксплуатации стационарных установок, тесно связаны между собой. Однако Венская конвенция содержит ряд норм, которые не согласуются с нормами Парижской и Дополнительной конвенции Евратома. Парижская конвенция имеет несколько меньшее значение.
Наряду с международными конвенциями по этой проблеме существует национальное законодательство. В США принят закон Прайса-Андерсона (1957 г.). Атомное законодательство есть в Австрии (закон от 29 апреля 1964 г.), Великобритании (закон о ядерных установках от 5 августа 1965 г.), Бельгии (закон от 18 июля 1966 г.), Дании (закон от 19 июня 1974 г.), Испании (закон от 29 апреля 1964 г.), Италии (закон от 13 декабря 1962 г.), Канаде (закон от 19 июня 1970 г.), Нидерландах (закон от 27 октября 1965 г.), Норвегии (закон от 12 мая 1972 г.), Финляндии (закон от 8 июня 1972 г.), Франции (закон от 30 октября 1968 г.), ФРГ (закон от 31 октября 1976 г.), Швейцарии (закон от 13 декабря 1959 г.), Швеции (закон от 8 марта 1968 г.), Японии (закон от 17 июня 1961 г.).
Статья 22. Гражданско-правовая ответственность за трансграничный ядерный ущерб (ФЗ "О возмещении ядерного ущерба и ядерном страховании")
Ответственность эксплуатирующей организации или государства за трансграничный ядерный ущерб вследствие ядерного инцидента на территории Российской Федерации определяется в соответствии с международными договорами Российской Федерации.
При отсутствии международных договоров Российской Федерации, касающихся трансграничных ущербов, эксплуатирующая организация, отгрузившая ядерные материалы, радиоактивные вещества или радиоактивные отходы, несет ответственность за ядерный ущерб вследствие ядерного инцидента, произошедшего с такими материалами, веществами или отходами вне границ Российской Федерации, в той части, в которой ответственность за такой ущерб предусмотрена договором перевозки.
В случае трансграничного ядерного ущерба, явившегося следствием ядерного инцидента за пределами Российской Федерации, ответственность за который несет иностранная эксплуатирующая организация, и отсутствия международных договоров Российской Федерации, возлагающих ответственность за возмещение ядерного ущерба на территории Российской Федерации на такую эксплуатирующую организацию, ответственность за возмещение ядерного ущерба на территории Российской Федерации возлагается на государство в лице Правительства Российской Федерации.
Юридическая ответственность за ядерный ущерб
А.А. ТАЛЕВЛИН
Талевлин Андрей Александрович - преподаватель кафедры экологического и трудового права юридического факультета Челябинского государственного университета.
Экологическая опасность переработки отработавшего ядерного топлива побудила многие страны отказаться от этого производства. Там эти материалы на протяжении ряда лет складируются в специальных хранилищах. Вследствие продолжающейся эксплуатации ядерных реакторов радиоактивных отходов (или ОЯТ, по терминологии Минатома) скопилось огромное количество. Поэтому готовность России принять ОЯТ для таких стран, как США, Япония, Швейцария, Южная Корея и других, означает в немалой степени решение проблемы утилизации радиоактивных отходов.
Учитывая уроки отечественной истории развития атомной энергетики, обращения с радиоактивными материалами и сегодняшнее радикальное изменение законодательства в этой области, рассмотрение некоторых проблемных вопросов юридической ответственности за ядерный ущерб представляется весьма актуальным. В сложившейся ситуации нужно также иметь в виду, что Россия является участником ряда международных соглашений, касающихся сотрудничества в области разоружения и обращения с оружейным плутонием (Соглашение между Правительством РФ и Правительством США об утилизации оружейного плутония; Соглашение между Правительством РФ и Правительством США о научно - техническом сотрудничестве в области обращения с плутонием, изъятым из ядерных военных программ; Соглашение между Правительством РФ, Правительством ФРГ и Правительством Франции в области использования в мирных целях плутония, высвобождаемого в результате демонтажа сокращаемого российского ядерного оружия). В соответствии с этими соглашениями на территории Российской Федерации осуществляется ряд научных и производственных проектов, связанных с использованием радиоактивных материалов отечественного и зарубежного происхождения.
Понятие ядерного ущерба - одно из центральных, определяющих понятий, положенных в основу как международного режима гражданско - правовой ответственности за ядерный ущерб, так и национального. В отечественном праве вместо термина "ядерный ущерб" употребляется термин "убытки и вред, причиненные радиационным воздействием юридическим и физическим лицам, здоровью граждан". Но так как последняя конструкция довольно громоздкая, здесь мы будем использовать термин "ядерный ущерб". Исходя из Парижской конвенции об ответственности перед третьей стороной в области ядерной энергии от 29 июня 1960 года, а также Венской конвенции 1963 г. о гражданской ответственности за ядерный ущерб, это понятие включает в себя смерть или любое телесное повреждение, любую потерю имущества или любой ущерб имуществу. Российское законодательство дополнительно рассматривает в качестве экологического ущерба вред, причиненный окружающей среде (см. Федеральный закон "Об охране окружающей среды"; ст. 59 Федерального закона "Об использовании атомной энергии"). Таким образом, в состав ядерного ущерба следует включать вред, причиненный жизни, здоровью человека, имуществу граждан, а также окружающей природной среде.
Заметим, что обязательство возмещения вреда, причиненного ядерным инцидентом, нуждается в особом регулировании. С использованием атомной энергии связана потенциальная опасность причинения огромного по своему размеру ядерного ущерба, возмещение которого не может быть обеспечено в рамках традиционных норм гражданского права, созданных в целях покрытия рисков обычного рода. Однако в нашей стране до сих пор этот вид деликтной ответственности не регламентирован должным образом. Правда, с принятием Федерального закона "Об использовании атомной энергии" сделана первая попытка урегулировать его как самостоятельный вид ответственности. Не распространяется на Российскую Федерацию и существующий международно - правовой режим гражданской ответственности за ядерный ущерб. К сожалению, Россия до настоящего времени не ратифицировала Венскую конвенцию о гражданской ответственности за ядерный ущерб.
Просматривается тенденция игнорирования действующим законодательством Российской Федерации вопросов, связанных с регулированием ответственности различных субъектов (в том числе и иностранных) за возможное причинение вреда вследствие ядерного инцидента.
Анализируя Соглашение между Правительством РФ и Правительством США о научно - техническом сотрудничестве в области обращения с плутонием, изъятым из ядерных военных программ, от 24 июля 1998 года, можно сделать вывод о том, что мера ответственности за любой ущерб, причиненный в результате деятельности по Соглашению, в том числе и от возможных аварий, лежит только на Правительстве РФ. Это свидетельствует об односторонности соглашения и в конечном итоге о нарушении международного принципа всеобщего уважения прав человека. Аналогичное заключение можно вывести из анализа Соглашения между Правительством РФ, Правительством ФРГ и Правительством Франции в области использования в мирных целях плутония, высвобождаемого в результате демонтажа сокращаемого российского ядерного оружия. Остается непонятным, почему Россия при взаимодействии с этими странами должна нести все бремя ответственности за предполагаемый ущерб, когда при сотрудничестве с другими государствами такой обязанности не предусматривается. Например, из Конвенции об ответственности за ущерб, причиненный радиационной аварией при международной перевозке отработавшего ядерного топлива от атомных электростанций стран - членов СЭВ, вытекает право государства - участника Конвенции, понесшего ущерб, требовать его возмещения.
Учитывая приоритетность прав человека, провозглашенных Конституцией РФ, а также переход России к рыночной экономике, следует быстрее восполнить существующие пробелы в правовом регулировании ответственности за ядерный ущерб.
В нашей правовой системе сложилась уникальная ситуация в области применения характеризуемого правового института. С одной стороны, существует специальный нормативный акт (пусть и не совсем всесторонний), призванный регулировать ответственность за ядерный ущерб, - Федеральный закон "Об использовании атомной энергии". С другой - в 1991 г. появился Закон РФ "О социальной защите граждан, подвергшихся воздействию радиации вследствие катастрофы на Чернобыльской АЭС", а затем и Федеральный закон "О социальной защите граждан Российской Федерации, подвергшихся воздействию радиации вследствие аварии в 1957 году на производственном объединении "Маяк" и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча". Последние два нормативных акта не призваны регулировать отношения, связанные с гражданско - правовой ответственностью за ядерный ущерб. Их задачей является разработка государственной системы льгот и компенсаций ущерба, нанесенного здоровью и имуществу граждан. Фактически же ответственность по возмещению вреда, причиненного радиационным воздействием, несет государство, а не эксплуатирующая организация, как этого требуют нормы, закрепленные в ст. ст. 53, 54 Федерального закона "Об использовании атомной энергии". Так, выплата денежных средств, согласно Федеральному закону "О социальной защите граждан Российской Федерации, подвергшихся воздействию радиации вследствие аварии в 1957 году на производственном объединении "Маяк" и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча" (например, работникам ПО "Маяк", получившим или перенесшим лучевую болезнь или ставшим инвалидами в результате исполнения ими трудовых обязанностей), производится из средств федерального бюджета, хотя в соответствии с положениями Федерального закона "Об использовании атомной энергии" и нормами трудового права бремя расходов должно лежать на эксплуатирующей организации, работодателе.
В данной сфере необходимо четко разграничивать ответственность за ядерный ущерб государства и эксплуатирующей организации, причинителя вреда. По меньшей мере несправедливо возмещение вреда, причиненного ядерным инцидентом, производить из федерального бюджета, то есть за счет налогоплательщиков.
Характеризуя институт ответственности за ядерный ущерб, необходимо отметить, что некоторые нормы, призванные возместить как имущественный ущерб, так и ущерб неимущественного характера, остаются только на бумаге, являются декларативными. Например, для того чтобы компенсировать некоторым категориям граждан потери, связанные с переселением с зараженных радионуклидами территорий, государство гарантировало право пострадавшим на одноразовое получение беспроцентной ссуды на покупку (приобретение) жилья, кооперативное или индивидуальное жилищное строительство с погашением 50 процентов ссуды за счет средств федерального бюджета. При этом не существует реального правового механизма реализации данной нормы, отсутствует и закрепленное в законе необходимое финансирование.
Таким образом, даже бегло изложенные проблемы свидетельствуют о немалых трудностях при реализации института ответственности за ядерный ущерб. Российское государство и право оказались не готовы к решению проблемы возмещения ущерба, причиненного ядерным инцидентом. И нужно тщательно проанализировать ситуацию, расставить приоритеты как в законодательной, так и в иной деятельности, чтобы ответить на вопрос - что делать сегодня, делать в первую очередь: отовсюду ввозить на территорию России ОЯТ или ликвидировать довольно значимые пробелы в законодательстве, связанные с ответственностью за ядерный ущерб.


Возмещение ущерба, причиненного ядерными инцидентами на территории РФ.

29 – Возмещение ущерба, причиненного ядерными инцидентами на тер РФ
ядерный инцидент - любое происшествие или серия происшествий одного и того же происхождения на ядерном объекте, а также любое происшествие или серия происшествий при транспортировании ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, которые причиняют ядерный ущерб;
ядерный объект - используемые в мирных и оборонных целях ядерная установка, радиационный источник, пункт хранения ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, содержание или использующие ядерные материалы, радиоактивные вещества или радиоактивные отходы в количествах и с активностью (и/или испускающие ионизирующее излучение с интенсивностью или энергией) равных или более установленных федеральными правилами и нормами в области использования атомной энергии значений, при которых требуются разрешения (лицензии) ор

Глава 3. Пределы гражданско-правовой
ответственности за ядерный ущерб

Статья 7. Пределы ответственности за ядерный ущерб

Максимальный предел ответственности эксплуатирующей организации за ядерный ущерб в отношении одного любого ядерного инцидента на ядерном объекте составляет сумму, равную 15 миллионам установленного законом минимального размера оплаты труда.
Максимальный предел ответственности эксплуатирующей организации за ядерный ущерб в отношении одного любого ядерного инцидента при транспортировании ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов составляет сумму, равную 5 миллионам установленного законом минимального размера оплаты труда.
Предел ответственности эксплуатирующей организации за ядерный ущерб ниже максимального в зависимости от типа ядерного объекта или условий транспортирования (перевозки) устанавливается Правительством Российской Федерации.
До установления Правительством Российской Федерации предела ответственности эксплуатирующей организации за ядерный ущерб в отношении ядерного инцидента применительно к типу ядерного объекта или условиям транспортирования, он принимается равным пределу ответственности, установленному частями первой и второй настоящей статьи.
Проценты и издержки, назначенные судом при разбирательстве, связанном с возмещением ядерного ущерба, подлежат оплате в дополнение к вышеуказанным суммам.

Статья 8. Участие государства в возмещении ядерного ущерба

Правительство Российской Федерации обеспечивает полное возмещение ядерного ущерба сверх предела ответственности, определенного в соответствии с настоящим Федеральным законом для эксплуатирующей организации.
Правительство Российской Федерации обеспечивает возмещение ядерного ущерба в случаях, когда:
в соответствии с настоящим Федеральным законом эксплуатирующая организация освобождается от обязанности возместить ядерный ущерб, возникший вследствие непреодолимой силы, военных действий или вооруженных конфликтов;
эксплуатирующая организация будет признана в судебном порядке неспособной выполнить свои обязательства по возмещению ядерного ущерба;
обеспечение безопасности ядерного объекта несет соответствующий федеральный орган исполнительной власти, осуществляющий управление использованием атомной энергии (при неспособности эксплуатирующей организации обеспечить безопасность такого объекта).
Объемы и источники финансирования, необходимые для полного возмещения ядерного ущерба определяются в соответствии с законодательством Российской Федерации.
Глава 6. Возмещение ядерного ущерба

Статья 19. Право на предъявление иска о возмещении ядерного ущерба и исковая давность

Исковая давность не распространяется на требования о возмещении ядерного ущерба, причиненного жизни и здоровью физического лица.
Срок исковой давности по искам о возмещении ядерного ущерба, причиненного имуществу физических и юридических лиц, исчисляется тремя годами, считая со дня, когда физическое или юридическое лицо узнало или должно было узнать о причиненном ущербе.

Статья 20. Рассмотрение исков о возмещении ядерного ущерба

Ядерный ущерб может быть возмещен эксплуатирующей организацией в добровольном порядке либо по решению суда.
Суд при рассмотрении исковых требований по возмещению ядерного ущерба руководствуется положениями гражданско-процессуального законодательства и настоящим Федеральным законом.
При определении последовательности выплаты возмещения за ядерный ущерб суд руководствуется гражданским законодательством.

Глава 7. Международные аспекты действия
настоящего Федерального закона

Статья 21. Гражданско-правовая ответственность за ядерный ущерб при экспорте, импорте и транзитных перевозках ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов

При экспорте ядерных материалов или радиоактивных веществ за пределы Российской Федерации во исполнение международных договоров Российской Федерации сфера действия настоящего Федерального закона распространяется вплоть до пересечения такими материалами или веществами таможенной границы Российской Федерации.
Импорт ядерных материалов или радиоактивных веществ в пределы Российской Федерации и их транспортирование с целью использования на одном из ядерных объектов Российской Федерации, осуществляемое иностранной эксплуатирующей организацией-грузоотправителем, возможны только при условии предоставления финансового обеспечения ответственности за ядерный ущерб органами Российской Федерации по государственному регулированию безопасности при использовании атомной энергии со стороны организации, осуществляющей такое транспортирование, на покрытие ядерного ущерба вследствие возможного ядерного инцидента при транспортировании.
Транзитные перевозки ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов через территорию Российской Федерации, осуществляемые иностранной эксплуатирующей организацией-грузоотправителем, возможны только при условии предоставления финансового обеспечения ответственности за ядерный ущерб органам Российской Федерации по государственному регулированию безопасности при использовании атомной энергии со стороны организации, осуществляющей такие перевозки, на покрытие ядерного ущерба вследствие возможного ядерного инцидента при транспортировании.
Финансовое обеспечение ответственности за ядерный ущерб при импорте ядерных материалов и радиоактивных веществ и транзитных перевозках ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов не могут быть меньше указанных в настоящем Федеральном законе пределов возмещения ядерного ущерба при транспортировании.

Статья 22. Гражданско-правовая ответственность за трансграничный ядерный ущерб

Ответственность эксплуатирующей организации или государства за трансграничный ядерный ущерб вследствие ядерного инцидента на территории Российской Федерации определяется в соответствии с международными договорами Российской Федерации.
При отсутствии международных договоров Российской Федерации, касающихся трансграничных ущербов, эксплуатирующая организация, отгрузившая ядерные материалы, радиоактивные вещества или радиоактивные отходы, несет ответственность за ядерный ущерб вследствие ядерного инцидента, произошедшего с такими материалами, веществами или отходами вне границ Российской Федерации, в той части, в которой ответственность за такой ущерб предусмотрена договором перевозки.
В случае трансграничного ядерного ущерба, явившегося следствием ядерного инцидента за пределами Российской Федерации, ответственность за который несет иностранная эксплуатирующая организация, и отсутствия международных договоров Российской Федерации, возлагающих ответственность за возмещение ядерного ущерба на территории Российской Федерации на такую эксплуатирующую организацию, ответственность за возмещение ядерного ущерба на территории Российской Федерации возлагается на государство в лице Правительства Российской Федерации.


Коллизионные проблемы ответственности за ядерный ущерб. Совершенствование отечественного законодательства об ответственности за ядерный ущерб.

30- коллизионные проблемы отв-ти за ядерный ущерб. Совершенств-е отеч зак-ва об- отв-ти за ядер ущерб
Атомная энергетика. Многосторонние соглашения (Парижская конвенция об ответственности перед третьими лицами в области атомной энергетики 1960 г., Брюссельское соглашение об ответственности операторов атомных судов 1962 г., Венское соглашение о гражданско-правовой ответственности за ядерный ущерб 1963 г., Конвенция 1971 г. о гражданской ответственности в области морских перевозок ядерных материалов) исходят из принципа компетентности судов страны, в которой произошло соответствующее действие. При этом должно применяться право страны суда. В Венском соглашении 1963 г. более четко определено, что подлежит применению право страны суда, "включая правила этого права, относящиеся к коллизионному праву" (иными словами, предусматривается и применение коллизионных норм права страны суда). Многие государства, в том числе и наша страна, не присоединились к этим соглашениям. Имеются и отдельные двусторонние соглашения по этим вопросам. Так, согласно ст. 3 Соглашения между ФРГ и Швейцарией об ответственности перед третьими лицами в области атомной энергетики 1986 г. предусмотрена исключительная подсудность для рассмотрения таких исков судами страны места совершения действия.
Основу правового режима, установленного этими Конвенциями, как отмечалось в нашей литературе (В.П. Звеков и др.), составляют как общие начала деликтной ответственности, так и начала, специфические для возмещения ядерного ущерба. К особенностям гражданско-правовой ответственности за ядерный ущерб относят сосредоточение ("канализирование") ответственности на операторе ядерной установки (ядерного судна), ответственность при отсутствии вины причинителя вреда, ограничение ответственности по размеру и во времени. Составной частью режима гражданской ответственности за ядерный ущерб является система финансового обеспечения, которая включает в себя институт страхования и институт государственного возмещения и определяет пределы и условия ответственности страховщика и государства.
Через коллизионные нормы к гражданским отношениям с иностранным элементом
применяются в такой же мере любые нормы гражданского права, и это не дает основания для
включения их в состав международного частного права. Косвенным подтверждением
сделанного вывода может служить чехословацкий Закон о правоотношениях в международном
торговом обороте от 14 декабря 1963 года (Кодекс международной торговли). Он содержит
материальные нормы, специально предназначенные для регламентации гражданских
отношений (торговых) с иностранным элементом. Однако кодекс прямо предусматривает, что
его нормы подлежат применению, только тогда, когда на основании коллизионной нормы или
в силу избранного сторонами права подлежит применению чехословацкое право. В этом же
случае при необходимости могут быть применены и другие нормы чехословацкого права.
Итак, унифицированные материально- правовые нормы определяют содержание прав и
обязанностей субъектов международного частного права и, следовательно, прямо
непосредственно регулируют их поведение.
Это единообразие правил, создаваемых путем принятия многосторонних международных
договоров.
Международный унификационный процесс, начавшийся во второй половине прошлого
века, приобрел на исходе нынешнего столетия широкие масштабы. Особенно значительны
достижения унификации в таких сферах международного частного права, как купля-продажа
товаров, морские и воздушные перевозки, вексельное и чековое право, интеллектуальна
собственность, гражданская ответственность за вред, причиненный ядерным ущербом.
Как уже говорилось, следует различать унификацию посредством международных
договоров материальных норм гражданского права и материальных норм международного
частного права, т.е. норм специально предназначенных для регулирования отношений
гражданско-правового характера, осложненных иностранным элементом.
Есть еще один блок материальных норм, включаемых в международное частное право,
охватывает вопросы правового положения иностранных субъектов частноправовых
отношений, решаемые на основе внутреннего законодательства. Признание за иностранцами
гражданской правоспособности является необходимым условием возникновения
коллизионного вопроса. Коллизионная проблема применительно к отношению с участием
иностранца возникает лишь потому, что данные отношения рассматриваются как
правоотношения, что иностранец рассматривается у нас как правоспособное лицо
По вопросу о принадлежности к международному частному праву иных внутренних
материальных норм сложились различные точки зрения. Обсуждение велось в основном по
поводу отраслевой природы материально-правовых предписаний законодательства о внешней
торговле.
Тем не менее трудно оспорить наличие в действующем законодательстве материально-
правовых норм (помимо норм о правовом положении иностранцев), которые:
1) специально предназначены для регулирования частноправовых отношений,
осложненных иностранным элементом, и
2) исключают возможность применения для решения соответствующего вопроса
иностранного права и делают беспредметной в этой части постановку коллизионной
нормы
Источником материально-правовых норм, относящихся к сфере международного частного
права (и притом в основном материально-правовых, а не коллизионных), может быть (и
нередко им становится ) обычай.
Как уже было замечено, международное частное право не знает единой, обязательной для
всех или большинства государств системы коллизионных норм. То же следует повторить и в
отношении материальных норм международного частного права, несмотря на очевидные
успехи международно-договорной унификации.
Поскольку атомное законодательство является комплексной отраслью российского законодательства, оно должно развиваться в тесной взаимосвязи с другими отраслями российского законодательства – гражданским, трудовым, административным, бюджетным, налоговым и др. законодательством. Так, нормы о гражданской ответственности за ядерный ущерб и ее финансовом обеспечении должны согласовываться с общими нормами ГК РФ об ответственности, в том числе об ответственности за причинение вреда, с нормами договорного права (о договоре страхования), а также с Бюджетным кодексом РФ (в части правового режима государственных гарантий и целевых фондов) и некоторыми другими источниками.

Кроме того, российское атомное законодательство, в силу специфики своего предмета, более чем любая другая отрасль законодательства (за исключением, может быть, нескольких отраслей, таких, например, как морское и воздушное право) тесно связано с существующими в регулируемой области международно-правовыми нормами, с установленным международным сообществом правовым режимом использования атомной энергии. Поэтому развитие российского атомного права должно осуществляться с учетом и на основе норм международного атомного права.

В последнее время все настойчивее юристы и законодатели высказываются о необходимости кодификации атомного законодательства и принятии Кодекса РФ, комплексно регулирующего отношения в области использования атомной энергии, который заменит все действующие в этой сфере акты законодательства. Этот вопрос нуждается в дальнейшей проработке.
Росатом и РЯСП в 2009г планируют доработать законопроект об ответственности за ядерный ущерб



Росатом и Российский ядерный страховой пул (РЯСП) создадут рабочую группу для доработки законопроекта "О гражданско-правовой ответственности за причинение ядерного вреда и ее финансовом обеспечении", чтобы внести документ в Госдуму в 2009 году.
"Руководитель государственной корпорации "Росатом" Сергей Кириенко и председатель наблюдательного совета Российского ядерного страхового пула (РЯСП) Вадим Янов обсудили вопросы совершенствования национального законодательства в области возмещения ядерного ущерба и приведения его в соответствие с международными нормами", - отмечается в пресс-релизе, где также сообщается, что С.Кириенко и В.Янов договорились о создании рабочей группы из представителей ГК "Росатом" и РЯСП для доработки законопроекта и его повторного внесения в Госдуму РФ в 2009 году.
В первую очередь, это касается требований Венской конвенции 1963 года, которая была ратифицирована Россией в марте 2005 года. Эта проблема является особенно актуальной, поскольку в России до сих пор не принят закон "О гражданско-правовой ответственности за причинение ядерного вреда и ее финансовом обеспечении". Соответствующий законопроект был внесен в Госдуму еще в 1997 году, однако был принят только в первом чтении.
Глава "Росатома" также дал свое принципиальное согласие на проведение международной страховой инспекции на объектах ядерной энергетики после согласования данного вопроса с соответствующими органами исполнительной власти.
Проведение инспекции необходимо для участия РЯСП в международной пулинговой системе, объединяющей ядерные страховые пулы 26 стран.
Сотрудничество РЯСП с этими организациями позволит за счет перестраховочных операций существенно расширить объемы страхового покрытия, а также увеличить лимиты ответственности по договорам страхования с предприятиями "Росатома".
Помимо этого, В.Янов проинформировал главу "Росатома" об основных направлениях деятельности Российского ядерного страхового пула в 2008-2009 годах.
По итогам встречи стороны выразили заинтересованность в развитии взаимовыгодного сотрудничества в сфере обеспечения безопасности и страхования рисков предприятий атомной энергетики.
По мнению В.Янова, которого цитирует пресс-служба, "подобные встречи должны носить системный характер и стать основой для определения ключевых направлений взаимодействия между "Росатомом" и Российским ядерным страховым пулом".
Российский ядерный страховой пул создан в ноябре 1997 года. В настоящее время в состав пула входят 22 компании. Основной целью пула является удовлетворение потребностей предприятий и организаций атомной отрасли в комплексной страховой защите их имущественных интересов и координация деятельности страховых компаний, осуществляющих страхование ядерных рисков. Емкость пула составляет 12,3 млрд рублей.


Правовой режим до¬бычи и обогащения урановых руд.

31 – пр режим добычи и обогащения урановых руд
Добыча урановой руды, обогащение урана и производство ядерного топлива
Исходным этапом ядерного топливного цикла (ЯТЦ) является добыча руды и производство уранового концентрата.
Основные стадии этапа: собственно добыча урансодержащей руды; ее механическое обогащение посредством удаления пустой породы; измельчение полученной рудной массы; выщелачивание из нее урана с помощью серной кислоты или карбоната натрия; получение уранового концентрата путем извлечения из урановых растворов (экстракцией, сорбцией или селективным осаждением); сушка уранового концентрата и его герметичная упаковка.
Содержание урана в урансодержащих рудах, добываемых в СНГ, составляет 0,05— 0,1 %. Цель данного этапа ЯТЦ состоит в повышении концентрации урана. Это достигается в процессе гидрометаллургического производства.
В 1992 г. в 21 стране мира действовало 55 урановых рудников. За период 1938—1992 гт. добыто около 1,6 млн т природного урана.
Добыча урановой руды производится на рудниках и в открытых карьерах обычными способами и методом подземного выщелачивания. При изготовлении оружейных ядерных материалов для первых советских атомных бомб использовалась урановая руда из Чехословакии и ГДР. На территории СССР крупные месторождения урансодержащих руд были обнаружены в 1950—1960-е гг. Девять из 15 рудоносных районов с крупными месторождениями урановых руд подверглись освоению и разработке: Стрельцовский (Читинская обл.) и Ставропольский в России, Кировоградский и Криворожский вблизи г. Желтые воды на Украине, Закаспийский (Актау) и Кокчетавский (Степногорск) в Казахстане, Прибалхашский в Киргизии
и Казахстане, Кызылкумский и Карамаза-ровский в Узбекистане. На территории России расположены 6 разведанных, но не разработанных рудоносных районов с урановыми месторождениями. Это Онежский район (Карелия), где обнаружены запасы ванадиевой руды с содержанием урана, золота и платины; Витимский район (Сибирь) с разведанными запасами в 60 тыс. т при концентрации урана 0,054 % в руде с сопутствующими скандием, редкоземельными элементами и лантаноидами; Зауральский район (Долматовское месторождение с содержанием урана в руде 0,06 %, где предполагается вести добычу методом подземного выщелачивания с запланированным уровнем производства 50—70 т в год); Западно-Сибирский район (Малиновское месторождение с запасами 200 тыс. т урана), а также Енисей-ско-Забайкальский район и Дальневосточный рудоносный район, расположенный в прибрежной зоне Охотского моря.
Ресурсы бывшего Советского Союза с учетом разведанных традиционных месторождений составляют, по оценкам Лондонского уранового института, более 15 % мировых запасов (около 685 тыс. т). Помимо традиционных урановых месторождений при оценке мировых запасов учитывается также уран в фосфатных месторождениях и заскладированные запасы урана для ядерной энергетики и военных программ. На 1 января 1994 г. мировые запасы урана составили 4,4 млн т в традиционных месторождениях, 22,6 млн т — в фосфатных месторождениях и в заскладированных запасах гражданского и военного применения 370 тыс. т и 445 тыс. т соответственно (по оценкам фирмы NUEXCO). Некоторые специалисты считают эти оценки завышенными, полагая, что в них учтены т. н. за-складированные технологические резервы. Кроме этого, к перспективным урановым ресурсам относят уран, содержащийся в морской воде (40 млрд т) и земной коре (1,5 трлн т). Около 30 % урансодержащих руд бывшего СССР находится на территории России.
Производство урановых концентратов было сосредоточено (около 85 %) в девяти странах (Австралия, Габон, Канада, Намибия, Нигер, СССР, США, Франция, ЮАР). Для добычи и переработки урана вблизи разведанных месторождений бывшего СССР были построены горнодобывающие и перерабатывающие предприятия: Приаргунское производственное горнохимическое объединение (Краснокаменск, Читинская обл., Россия), Восточный горно-перерабатыва-ющий комбинат (г. Желтые воды, Украина), Прикаспийский горноплавильный комбинат (Актау, Казахстан), Целинный горно-перера-батывающий комбинат (Степногорск, Казахстан), производственное объединение «Юж-полиметалл» (Бишкек, Киргизия), Навоий-ский горноплавильный комбинат (Навои, Узбекистан) и Восточный промкомбинат редких металлов (Чкаловск, Таджикистан).
Кроме Приаргунского ПГХО на территории России добыча и переработка урановых и ториевых руд велась Лермонтовским ПО «Алмаз» и Новотроицким рудоуправлением. Последние два предприятия в настоящее время не эксплуатируются: разработка на Новотроицком рудоуправлении велась в течение 1950—1964 гг., а на Лермонтовском ПО «Алмаз» была прекращена в 1991 г. Все предприятия по добыче урана оказывают негативное воздействие на окружающую среду. Основными источниками радиоактивного загрязнения в местах добычи являются карьеры, шахты, «хвостохранилища»*, открытые склады руды, отвалы. Загрязнение вызывается выбросами радиоактивных газов, пыли и аэрозолей в атмосферу, сбросом шахтных вод, утечек и аварийных сбросов из «хвосто-хранилищ» и гидротранспортньгх систем, а также вследствие применения рудных пород в качестве местных стройматериалов.
Так, в районе Приаргунского ПГХО отмечено загрязнение подземных вод тори-ем-230 в непосредственной близости к водозабору Краснокаменска. Содержание в почве на территории ПГХО таких микроэлементов, как молибден и свинец, значительно превышает уровень естественного радиоактивного фона. Сильному загрязнению помимо промплощадок ПГХО подверглись падь Бамбакай и поселок Октябрьский. По результатам исследований Министерства природы и окружающей среды РФ, этот поселок отнесен к категории «территория чрезвычайной экологической ситуации».
Лермонтовское ПО «Алмаз» расположено в одном из курортных районов России — возле г. Минеральные Воды (Ставропольский край). Горные выработки, «хвостохра-нилище» и отвалы забалансовых руд и горных пород этого предприятия являются основными источниками загрязнения окружающей среды. На промплощадках бывших рудников № 1 и № 2 уровни загрязнения не превышают значения естественного радиоактивного фона, но активность отходов, накопленных в «хвостохранилище», которое заполнялось до 1991 г., составляет около 50 кКи (радиоактивный ил и фосфогипс).
Новотроицкое рудоуправление осуществляло добычу и обогащение ториевых руд россыпных месторождений вблизи г. Балей (Читинская обл.). Добыча велась открытым способом из небольших карьеров. На площади 4 км! обнаружено загрязнение почвы, а также подземных и поверхностных вод.
Совокупная производительность действующих предприятий горнодобывающей урановой промышленности СНГ составляет 14,5 тыс т в год, что значительно превышает потребности ядерной энергетики.
Изготовление химических концентратов природного урана в форме октооксида урана (III) U308 или диураната натрия Na2U207 осуществляется в процессе гидрометаллургического производства. Выбор технологии обусловлен химическим составом руды и спецификой предприятия. При карбонатном выщелачивании измельченная урановая руда обрабатывается карбонатом натрия Na2C03 с получением уранового раствора, из которого с помощью соответствующих химических реакций осуществляется селективное осаждение урана в виде диураната натрия. После доочистки продукта его сушат и полученный порошок желтого цвета упаковывается герметичные емкости. При сорбционном методе используются ионнообменные смолы, обладающие свойством селективности к урановым соединениям. Уран сорбируется на поверхности частиц смолы, а затем отделяется от них посредством промывки смол щелочными или нейтральными растворами. Другой вид уранового концентрата — окто-оксид урана (III) U308 после сушки представляет собой порошок черного цвета и также упаковывается в герметичные емкости.
Для целей ядерной энергетики и ядерного военного комплекса требуется уран-235, который способен поддерживать цепную реакцию деления. Но его концентрация в природном уране низка — в среднем около 0,7 %. Поэтому требуется обогащение природного урана до 2,4—25 % для различных типов ядерных реакторов и более высокое обогащение для военных целей. До осуществления процесса изотопного обогащения необходимо проведение операции доочистки урана для превращения его в ядерно-чистый материал (такая операция называется аффинаж), который преобразуется затем в гекса-фторид урана (UF6). Особое внимание уделяется очистке урана от бора, кадмия, гафния, являющихся нейтронпоглощающими элементами, а также от редкоземельных элементов (гадолиний, европий и самарий). Технологически аффинаж состоит в экстракционной очистке урана трибутилфосфатом после растворения уранового концентрата в азотной кислоте.
В настоящее время гексафторид урана по совокупности свойств является наиболее подходящим химическим соединением для изотопного обогащения с помощью разработанных технологий. Его производство в СССР осуществлялось с 1947 г. Применяемая ныне технология фторирования в вертикальном плазменном реакторе создана в 1965 г. Она включает производство чистого фтора, измельчение тетрафторида (UF4) или оксида урана до состояния порошка с последующим его сжиганием в факеле фтора. Затем производится фильтрация гексафто-рида урана и его конденсация в системе холодных ловушек. Конверсионные предприятия России по преобразованию оксида урана в гексафторид расположены в Верхнем Нейвинске (Свердловская обл.) и Ангарске (Иркутская обл.). Их совокупная производительность 20—30 тыс. т гексафторида урана в год.
В промышленных масштабах производство гексафторида урана помимо России осуществляют в США, Великобритании, Франции и Канаде. Мощность заводов этих стран превышает потребность в производимой ими продукции (используется приблизительно 85 % мощности). Производственная мощность предприятий России достаточна не только для удовлетворения внутренних потребностей, но и поставки значительного объема продукции на экспорт.
Обогатительный комплекс России состоит из 4 предприятий, расположенных в Ангарске, Томске-7 (Северске), Красноярске-45 (Железногорске) и Верхнем Нейвинске. Общая производительность этих предприятий 10—18 млн единиц разделительных работ в год. Технологически разделение изотопов производится на газовых центрифугах с предварительным отфильтровыванием химических примесей на газодиффузионных установках. После прекращения производства вы-сокообогащенного урана в 1987—1989 гг. на этих установках производят уран низкого и среднего обогащения. Завод в Верхнем Нейвинске выпускает гексафторид природного урана, а также уран, обогащенный до 30 % для исследовательских реакторов и реакторов на быстрых нейтронах. В Верхнем Нейвинске ведется переработка и разбавление высокообогащенного урана, извлеченного из снятых с вооружения боеголовок, до низко-обогащенного урана, из которого изготавливается топливо для энергетических реакторов. В Томске-7 помимо переработки высокообогащенного урана в рамках долгосрочного соглашения с французской фирмой «Кожема» осуществляется повторное обогащение переработанного урана. На предприятиях в Ангарске и Красноярске-45 производится низкообогащенный уран для российских потребителей, а также обогащение урановых отходов до уровня природного урана.
Ядерные реакторы АЭС в странах Восточной Европы и бывшего СССР работают на топливе из керамического диоксида урана. Реакторы судов атомного флота и атомных подводных лодок используют высоко-обогащенное топливо, в основе которого сплавы урана с другими металлами. В Советском Союзе было три комплекса по производству ядерного топлива: завод химкон-центратов в Новосибирске, машиностроительный завод в Электростали и Улъбинский металлургический завод в Усть-Каменогорске. Процесс производства ядерного топлива состоит в получении диоксидного порошка, изготовлении топливных таблеток, производстве оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) и собственно твэлов, а также изготовлении тепловыделяющих сборок.
На заводе химконцентратов в Новосибирске изготавливается топливо (топливные таблетки, тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки) для реакторов, производящих оружейные материалы, и реакторов типа ВВЭР-1000, а также топливо для исследовательских реакторов (диоксид урана, помещенный в алюминиевую матрицу).
Машиностроительный завод в Электростали производит топливо для судовых и исследовательских реакторов, тепловыделяющие элементы и сборки для реакторов типа ВВЭР-440 и РБМК, а также топливо для реакторов на быстрых нейтронах.
На Ульбинском металлургическом заводе выпускается порошковый диоксид урана, топливные таблетки для реакторов типа ВВЭР и РБМК (ранее производились еще бериллий и тантал).



ОБОГАЩЕНИЕ УРАНОВЫХ РУД

Традиционным и единственным методом предварительного обогащения урановых руд до 2004 года считался радиометрический, при котором разделение кусков производится по мощности дозы естественного гамма излучения.
В Приаргунском горно-химическом комбинате промышленная радиометрическая фабрика эксплуатировалась с 1982 по 1993 годы. Фабрика была оснащена одно-стадиальными сепараторами конусного типа «Гранат», «Агат» и «Вихрь», а позднее - ленточными сепараторами «Лотос». Радиометрическому обогащению подвергалась бедная руда с содержанием урана менее 0,1%, при этом выход хвостов с содержанием урана 0,015- 0,030%, составлял 22 - 26% от перерабатываемой руды (54-59% от машинного класса). Технологическая эффективность выделения хвостов составляла 70-74%. С 1993 года радиометрическая фабрика не работала по ряду причин.
В последние годы на Приаргунском производственном горно-химическом объединении резко снизилось содержание урана в добываемой руде, возросли объемы добычи, появилась потребность обогащения исходного сырья, экономии материалов и энергоресурсов, что привело к необходимости восстановления радиометрической обогатительной фабрики.
В 2004 году в ОАО ППГХО была испытана технология рентгенорадиометрической сепарации (РРС), предложенная красноярской фирмой ООО «РАДОС». Для опытно промышленных испытаний на предприятие был доставлен сепаратор СРФ2-150. Испытания проводились на крупнотоннажной пробе, предварительно классифицированной, отмытой и изученной на предмет контрастности, гранулометрического и фракционного состава. За период испытаний проведено около 40 тестовых исследований, подвергнуто сепарации более 15 тонн классифицированной рудной массы.
В 2004-2005 годах было осуществлено проектирование реконструкции обогатительной фабрики, а в августе 2006 года был произведен запуск фабрики с новой рентгенорадиометрической технологией обогащения урановой руды. В этот период на фабрике было установлено 6 рентгенорадиометрических сепараторов (СРФ2-300 и СРФ4-15).
В качестве разделительного признака, используемого при сепарации, применяется способ спектральных отношений, реализованный на аналитических линиях урана (Lα и Lβ), К линии железа и вторичного рассеянного излучения. При этом в процессе сортировки отбивается концентрат, объем которого составляет 25-30% от сортируемого класса, что способствует менее интенсивному режиму работы исполнительных механизмов.
Всего за первый год эксплуатации радиометрической обогатительной фабрики с рентгенорадиометрическими сепараторами рассортировано более 610 тысяч тонн исходной руды, получено 142 тысячи тонн (23,3%) хвостов содержанием в них урана 0,017% и 217 тысячи тонн (35,6%) продукта для кучного выщелачивания. За этот период месячная производительность фабрики и выход хвостов обогащения достигли проектной величины.
Сепараторы СРФ2-300 и СРФ4-150 работали в штатном режиме с частотой срабатывания исполнительных механизмов 0,8-1 и 2-2,5 куска в секунду соответственно. Это обеспечивало производительность 18-20 т/час для СРФ2-300 и 11-13 т/час для СРФ4-150. Общая производительность комплекса достигла 82 т/час по сортируемому классу.
Выход хвостов составлял от 20,6% до 31,6%. Содержание урана в хвостах составляло от 0,015% до 0,021%. Эффективность выделения хвостов (отношение фактического выхода к теоретическому при равном содержании урана) составляла 85-91%.
Сепараторы позволяют исправить природное неравновесие между слабо активным ураном и радием: среди хвостов наблюдаются радиоактивные (с радием) куски, не содержащие урана, за счет чего средний коэффициент радиоактивного равновесия в хвостах составил 1,38.
Практически все затраты, связанные с реконструкцией радиометрической обогатительной фабрики были окуплены в течение года за счет снижения затрат на гидрометаллургическую переработку руд, экономию материалов и энергоресурсов, сокращения сроков выщелачивания руды и повышению коэффициента извлечения металла из руд на кучном выщелачивании.
Предприятие в 2008 году произвело расширение обогатительной фабрики с установкой еще 6 сепараторов типа СРФ и выделение до 400 тысяч тонн хвостов в год. В 2009 -2010 годах на фабрике планируется установка еще одного рудосортировочного комплекса их 6 рентгенорадиометрических сепараторов.


Правовой режим изготовления ядерного топлива.

32 – изг-е ядер топлива см.31
[10/04/2008] Международный банк ядерного топлива - мера по поддержанию режима нераспространия
М.С.Клочкова, студентка Томского политехнического университета
Ренессанс атомной энергетики неизбежно поставит перед мировым сообществом новые проблемы, связанные с контролем над использованием атомной энергии исключительно в мирных целях. Сегодня проблема ядерного нераспространения трансформируется от нераспространения ядерных материалов в сторону нераспространения чувствительных технологий. В этой области реализуется целый ряд инициатив, сравнительный анализ которых позволяет выявить существующие проблемы и вопросы, требующие тщательной проработки и решения.

В результате увеличения темпов экономического роста рост энергопотребления в мире опережает возможности предложения энергии. За последние 35 лет (с 1971. по 2006г.) совокупное энергопотребление выросло почти на 95% (с 5,0 до 10,78 млрд.т.н.э.)[1]. При этом в структуре энергопотребления доминирующую роль играют углеводородные источники - их доля составляет около 80%. Наблюдается общая нехватка энергоресурсов. Мир стоит перед угрозами глобальной энергетической безопасности[2], включая угрозу энергетической бедности.

Другим важнейшим последствием глобального роста энергопотребления является угроза изменения климата, поскольку при сжигании органического топлива в атмосферу выделяются так называемые «парниковые» газы (особенно СО2). В соответствии с требованиями Киотского протокола[3] 39 промышленно развитых стран, в рамках взятых на себя количественных обязательств[4], должны принимать меры по ограничению или сокращению выбросов парниковых газов в атмосферу[5]. Из всех используемых сегодня технологий производства электроэнергии только атомная энергетика имеет реальный резерв топлива и минимально загрязняет окружающую среду.

Именно поэтому в последние годы многие страны начали проявлять активный интерес к использованию ядерной энергии. В настоящее время доля атомной энергетики составляет 17% от общего производства электроэнергии в мире[6]. Реализуются крупные программы строительства АЭС в странах азиатско-тихоокеанского региона – в Индии, Китае, Японии, на Тайване. В Европе (Швеции, Германии и др. странах) все чаще звучат призывы пересмотреть отношение к атомной энергетике и вернуться к строительству новых установок. Кроме того, ряд стран, которые пока не располагают АЭС, заявляют о своей готовности их сооружать. Так, например, развивать собственную атомную энергетику планируют Австралия, ряд стран Азии и Африки[7]. Это неизбежно ведет к расширению использования ядерных материалов и технологий. «Ренессанс» атомной энергетики ставит перед мировым сообществом новые проблемы, связанные с контролем над использованием атомной энергии исключительно в мирных целях.

Сегодня проблема ядерного нераспространения сводится к проблеме нераспространения чувствительных технологий. Необходимо обеспечить доступ всем заинтересованным странам к использованию атомной энергии в мирных целях, в соответствии со ст.4 ДНЯО[8], и, вместе с тем, поставить заслон бесконтрольному распространению ядерных материалов и технологий.

Эти два принципа легли в основу идеи создания Международного Банка ядерного топлива. Основной его целью является ограничение доступа развивающихся стран к чувствительным технологиям, прежде всего обогащения, наравне с предоставлением благ мирного атома за разумное вознаграждение.

Идея создания защищенного международного банка высокообогащенного урана государствами с развитой ядерной энергетикой в целях проведения научных исследований была озвучена еще в декабре 1953 года бывшим президентом США Дуайтом Эйзенхауэром в речи «Атом для мира» на 8-ой Генеральной конференции ООН[9].

За годы идея претерпела изменения. Первой современной ее интерпретацией стала инициатива МАГАТЭ 2003 года[10]. На сегодняшний день реализуется ряд инициатив. Лидерами в разработке этого направления являются Россия с «Программой развития глобальной ядерной инфраструктуры» и США с инициативой «Глобального ядерного энергетического партнерства» (GNEP).

Программа ядерного энергетического партнерства развивается в рамках предложенной Дж. Бушем «Инициативы по перспективной энергетике» (Advanced Energy Initiative). GNEP преследует четыре (4) основные цели: первая и основная – уменьшение зависимости США от импортных источников ископаемого топлива и стимулирование экономического роста; вторая цель – переработка ядерного топлива посредством использования новых, устойчивых к распространению технологий с целью максимизации полезного использования энергетического потенциала сырьевых ядерных материалов (238U и Th) и уменьшения отходов; третья цель – способствование росту благосостояния и улучшению мировой экологии; и четвертая – применение новейших технологий для уменьшения риска распространения ядерного оружия. Для достижения целей нераспространения в стратегии GNEP предусмотрено проектирование усовершенствованных реакторов - «сжигателей» (Advance Burner Reactors)[11], разработку программы оказания услуг в области ЯТЦ, которая позволит развивающимся странам экономически выгодно получать и использовать атомную энергию при одновременном сведении к минимуму риска ядерного распространения, и совершенствование режима ядерных гарантий в целях создания устойчивой к распространению и безопасной широкомасштабной ядерной энергетики[12].

В качестве обязательного условия предоставления услуг ядерного топливного цикла в рамках GNEP предполагается отказ развивающихся стран – импортеров от работ по обогащению и переработке. Не все страны готовы пойти на такие уступки. Так, например, ЮАР отказалась от предложения США участвовать в их инициативе по использованию ядерной энергии. Министр полезных ископаемых и энергетики ЮАР Буйелва Сонджика объясняет это тем, что такой шаг противоречил бы национальной политике страны, которая не намерена отказываться от права на обогащение урана[13].

16 сентября 2007 руководители атомных ведомств 16 стран, в том числе России, Франции, Китая, Австралии, Казахстана и Украины, подписали в штаб-квартире МАГАТЭ в Вене заявление о принципах Глобального ядерного энергетического партнерства[14].

Россия также реализует идею создания Международного банка ядерного топлива. «Программа развития глобальной ядерной инфраструктуры» была озвучена В.В.Путиным на заседании Межгосударственного Совета Евразийского экономического сообщества в Санкт-Петербурге в январе 2006 года[15]. Первым практическим шагом в ее реализации стал проект Международного центра по обогащению урана на базе Ангарского электролизного химического комбината. Коммерческая модель центра включает в себя два уровня. Верхний уровень - межправительственное соглашение, определяющее права и обязательства стран-участниц центра, нижний - специально созданное сторонами СП, через которое потребители услуг по обогащению урана смогут участвовать в процессе управления центром, определении его рыночной стратегии и распределении получаемых прибылей[16].

МЦОУ, созданный в форме открытого акционерного общества, открыт для участия организаций третьих стран без каких-либо политических условий. На данный момент достигнуты договоренности по поставкам урана с Австралией, подписано соглашение о создании совместного предприятия с Казахстаном. Вопрос о присоединении к МЦОУ Украины должен решиться в ближайшее время. Среди наиболее вероятных участников проекта - Иран, Япония и Южная Корея.

Предприятие по обогащению в Ангарске внесено в список установок ЯТЦ, в отношении которых возможно применение гарантий МАГАТЭ на территории России. Оно было выведено из состава особо режимных предприятий, и на него открыт доступ иностранных специалистов[17].

Обогащение урана является необходимым технологическим процессом при производстве ядерного топлива для атомных электростанций и при этом наиболее чувствительным этапом ЯТЦ с точки зрения распространения.

МЦОУ предоставит государствам возможность гарантированного доступа к мощностям по обогащению урана для обеспечения своих потребностей в ядерном топливе, без необходимости создания собственного полного ЯТЦ, включая наиболее чувствительные его этапы: обогащение и переработку. Таким образом, решается проблема распространения не только ядерных материалов, но и чувствительных технологий, так как клиенты МЦОУ получают лишь продукт обогащения, но не имеют доступа к соответствующей технологии.

Несколько последних лет инициативы России и США развивались параллельно. Существенным различием этих двух инициатив является то, что GNEP предполагает предоставление услуг ядерного топливного цикла только странам-участницам партнерства, а МЦОУ открыт для сотрудничества со всеми странами, даже не являющимися непосредственными партнерами Центра. Проблема сотрудничества стоит довольно остро. Не ясно, станет ли МЦОУ частью GNEP или станет развиваться как самостоятельная международная структура.

Одним из условий успешной реализации современных инициатив является обеспечение бесперебойной поставки ядерного топлива странам, отказавшимся от работ по обогащению и переработке. В 2006 году шестью основными странами-поставщиками ядерного топлива (Германией, Нидерландами, Российской Федерацией, Соединенным Королевством, Соединенными Штатами Америки и Францией) было внесено предложение о создании многостороннего механизма по обеспечению надежных поставок ядерного топлива в страны, не обладающие технологией обогащения и переработки. Оно подразумевает осуществление коммерческих поставок низкообогащенного урана, которые могут быть прерваны по причинам, не связанным непосредственно с нераспространением. При этом страна-импортер может обратиться к МАГАТЭ с просьбой о резервной поставке топлива. В этом случае Агентство, исключая любые технические и политические причины приостановления поставок, должно разрешить этому государству доступ к «гарантийному запасу» при условии, что государство выполняет все обязательства в области нераспространения, а также подписало и ратифицировало Дополнительный протокол к всеобщим соглашениям о гарантиях[18].

Филиалом банка ядерного топлива МАГАТЭ станет российский запас низкообогащенного урана в международном центре по обогащению урана объемом до двух загрузок, необходимых реактору мощностью 1 тыс. МВт, который Россия сформирует за свой счет в ответ на инициативу руководства Агентства. Об этом заявил глава Росатома Сергей Кириенко на 51-й сессии генеральной конференции МАГАТЭ[19].

Другой инициативой в этом направлении является предложение о создании принадлежащего МАГАТЭ банка низкообогащенного уранового топлива (НОУ) с целью обеспечения поставок ядерного топлива на недискриминационной в отношении стран-импортеров основе. Оно было внесено в рамках Инициативы по противодействию ядерной угрозе[20] (NTI – Nuclear Threat Initiative). Организация выделяет 50 млн. долл. при условии, что один или несколько членов Агентства предоставят оставшуюся сумму размером в 100 млн. В январе 2008 года на создание банка США выделили 50 млн. долл. и выдвинули ряд требований, одним из которых является обязательное его расположение на территории неядерного государства[21].

Также существуют предложения Соединенного Королевства и Японии, представленные в качестве "дополнения" к инициативе шести основных государств - поставщиков топлива, и предложение Германии о создании международного центра по обогащению, открытого для участия всех заинтересованных стран21.

Но, не смотря на все многообразие инициатив, ни одна из них не решает вопрос о судьбе отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), его переработке, хранении и захоронении (в проекте GNEP эта проблема озвучивается, но решения, равно как и в других проектах, она не находит). Безусловно, большинство инициатив носит дискриминационный характер, поскольку в их основе лежит отказ стран от права, на развитие ядерных технологий, закрепленного статьей 4 ДНЯО[22], в том числе и технологии обогащения, для мирного использования атомной энергии. Это негативно сказывается на привлекательности инициатив для неядерных государств. Инициативы России и Германии подразумевают предоставление услуг по обогащению урана. Будет ли организовано при этом производство готового топлива, и как в противном случае будет решаться целый ряд проблем с точки зрения нераспространения ЯМ, пока остается не ясным.
Все представленные инициативы довольно разрозненны, хоть и преследуют схожие цели. Необходимо объединить их в систему. Может ли GNEP стать решением этой задачи, какова должна быть роль МАГАТЭ, как будет действовать механизм резервных поставок, как будут решаться технические вопросы массовых транспортировок свежего и облученного топлива, и какое место в формирующейся структуре открытого ядерного рынка станут занимать де-факто ядерные страны? Все это - вопросы, требующие тщательной проработки, и их решение может быть найдено только путем консенсуса всех заинтересованных стран в рамках международного сотрудничества.


Правовой режим переработки отработавшего ядерного топлива.

34 – пр режим переработки отработавшего ядерного топлива
отработавшее ядерное топливо - сборки тепловыделяющих элементов, извлеченные из ядерных реакторов, дальнейшее использование которых в ядерных реакторах без переработки не предусматривается;
переработка - процесс или операция, цель которой состоит в извлечении полезных продуктов из отработавшего ядерного топлива;
Обращение с ОЯТ в России
Накопление
За 60 лет использования атомной энергии, в России (СССР) накоплено свыше 18500 тонн (по урану) отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Его суммарная радиоактивность составляет порядка 7 млрд. Кюри. ОЯТ нарабатывалось в реакторах АЭС, исследовательских реакторах, а также в реакторах судовых ядерных энергетических установок. Каждый год в России нарабатывается порядка 850 тонн нового ОЯТ. Это топливо имеет различный изотопный состав, который зависит от типа реакторов, в которых оно использовалось, а также от его исходных характеристик.
Хранение
Основная часть российского ОЯТ храниться в хранилищах АЭС. По оценкам экспертов в настоящее время в хранилищах АЭС сосредоточено около 14000 тон ОЯТ. Остальное отработавшее топливо находиться в хранилищах в Красноярске на территории РТ-2 (около 4000 тонн), на ПО «Маяк» (около 500 тонн), в хранилищах Северного и Тихоокеанского флотов (около 130 тонн), а также в хранилищах исследовательских институтов и (около 20 тонн). За небольшим исключением, все хранилища являются бассейнового типа и предназначены для временного хранения ОЯТ.
Транспортировка
Основным видом транспорта для перемещения является железная дорога. Для каждого вида ОЯТ используются свой тип вагона-контейнера. В настоящее время на железных дорогах России для перевозки ОЯТ используют 59 вагон-контейнеров различных типов. Маршруты перемещения ОЯТ в основном проходят от АЭС до ПО «Маяк» и к хранилищу в Красноярске. Кроме этого приблизительно около 700 кг (по урану) ОЯТ в год перемещают из хранилищ Северного и Тихоокеанского флота на ПО «Маяк».
Переработка
На заводе РТ-1 ПО «Маяк» перерабатывается топливо только из реакторов ВВЭР-440, БН-350, БН-600, а также топливо транспортных и некоторых типов исследовательских реакторов. При проектной производительности переработки 400 тонн ОЯТ в год, ПО «Маяк», в настоящее время, перерабатывает около 80-и тонн ОЯТ. Завод отработал 25 лет. Его оборудование изношено и требует замены.
Завод РТ-2 не достроен. Технологии, которые планировалась использовать на РТ-2, устарели, поэтому существуют большие сомнения в том, что его необходимо достраивать, тратя на это ресурсы.
Стоимость операций по обращению с ОЯТ
Транспортировка ОЯТ обходиться в среднем 50 долларов за килограмм. Хранение одного килограмма ОЯТ в течении года обходиться в 120 дол., следовательно, хранение накопленных 18500 тонн ОЯТ обходиться в 2 220 000 000 долларов в год.
Следует напомнить, что в 1998 году была инициатива о ввозе на территорию России 20 000 тонн зарубежного ОЯТ за которое обещали заплатить 20 млрд. долларов в течении 10 лет.
По оценкам средняя стоимость переработки ОЯТ на РТ-1 достигла 750 дол/кг. Если учесть, что средняя стоимость остекловывания ВАО, образующихся при переработке ОЯТ достигает 340 дол./кг, то весь процесс переработки одного килограмма ОЯТ обходиться в 1340 дол., а весь цикл обращения с учетом транспортировки и хранения в течении года приближается к 1500 долларам за килограмм.
Предложения относительно основных принципов и подходов к проблеме по обращению с ОЯТ
Для решения накопленных сегодня и будущих проблем необходимо разработать и утвердить стратегию и долгосрочную концепцию по обращению с ОЯТ.
Стратегию следует сформулировать с учетом трех ключевых факторов, характеризующих современную ситуацию в обеспечении ядерной и радиационной безопасности в России.
1) отсутствие государственной системы обеспечения и контроля ядерной и радиационной безопасности при использовании атомной энергии (в том числе и при обращении с ОЯТ);
2) наличием ядерно- и радиационно- опасных объектов гражданского и оборонно-промышленного комплексов содержащих ОЯТ, не отвечающих современным требованиям ядерной и радиационной безопасности, представляющих угрозу национальной безопасности;
3) признанием необходимости решения накопившихся проблем с ОЯТ на государственном уровне и недопустимости их дальнейшего откладывания.
В Концепции следует принять основополагающие принципы и подходы к проблеме обращения с ОЯТ исходя из которых определить основные организационно-правовые и экономические механизмы.
К основным принципам и подходам следует отнести:
• полный отказ от переработки ОЯТ, в том числе отказ от создания опытно-демонстрационного центра по переработке отработавшего ядерного топлива на предприятии "Горно-химический комбинат".
• долговременное контролируемое хранение накопленного ОЯТ в хранилищах, которые соответствую мировым стандартам безопасности;
• минимизацию перевозок ОЯТ;
• отказ от ввоза на территорию России ОЯТ иностранного происхождения;
• переход к атомным технологиям уменьшающим, а в перспективе и исключающим наработку ОЯТ.
Схема обращения с ОЯТ должна быть максимально упрощенной и безопасной. Её необходимо создать с учетом мировой практики и национальных реалий.
Основные действия
Для решения проблем по обращению с ОЯТ необходимо:
• создание государственной системы обращения с ОЯТ, организационно и экономически независимой от эксплуатирующих организаций;
• создать нормативно правовую базу обеспечения безопасности при обращении с ОЯТ;
• создание инфраструктуры для региональных сухих хранилищ международного уровня безопасности для долговременного (не менее 300 летнего) хранения ОЯТ;
• создание промежуточных хранилищ для кратковременного хранения ОЯТ, перед размещением его на долговременное хранение;
• вывоз отработавшего ядерного топлива, накопленного в пристанционных хранилищах атомных электростанций, в хранилище предприятие "Горно-химический комбинат" и в другие хранилища;
• закрытие и вывод из эксплуатации завода РТ-1 на ПО «Маяк»;
• полная реализация требований международных конвенций в области ядерной и радиационной безопасности;
Отработанное ядерное топливо
Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) извлекается из реактора и направляется на временное хранение в бассейн выдержки на территории АЭС (табл. 7). В ОЯТ остается основная часть радиоактивности, образующейся в результате работы реакторов (около 98 %). Перегрузка ядерного топлива, т. е. замена отработанного топлива на свежее, в современных реакторах производится, как правило, раз в год. Только что выгруженное из реактора отработанное топливо обладает очень высокой активностью, для снижения которой ОЯТ должно выдерживаться в бассейнах-хранилищах 5—10 лет. Хранилище представляет собой железобетонный бассейн, облицованный нержавеющей сталью и заполненный водой, которая служит охладителем топлива и защитой от излучения. После длительной выдержки, когда активность ОЯТ значительно снижается, его отправляют на специализированные заводы для переработки либо на долговременное хранение.
Проведенные в 1990—1993 гг. исследования выявили экономическую нецелесообразность радиохимической переработки ОЯТ реакторов типа РБМК (Смоленская, Курская, Ленинградская АЭС) в связи с низкой концентрацией урана-235 и отсутствием потребителя на содержащийся в ОЯТ энергетический плутоний. В результате такого подхода в непосредственной близости от крупных населенных пунктов на площадках атомных электростанций с реакторами типа РБМК-1000 скопилось около 6100 т ОЯТ активностью 3,1 млрд Ки. Что касается переработки отработанного топлива АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000, из-за отсутствия соответствующего производства на площадках АЭС с такими реакторами (Балаков-ская, Калининская, пятый блок Нововоронежской АЭС), также вблизи населенных пунктов, находится на временном хранении 1100 т ОЯТ активностью 900 млн Ки.
Ежегодное поступление ОЯТ реакторов типа РБМК-1000 составляет 750 т, реакторов типа ВВЭР-1000 – 135 т. ОЯТ энергетических реакторов (типа ВВЭР-440, БН-600) и транспортных ядерных установок перерабатывается на радиохимическом заводе РТ-1 ПО «Маяк» (Челябинская обл.), в объеме до 200 т отработанного ядерного топлива в год. На Горно-химическом комбинате в Желез-ногорске (Красноярский край) действует хранилище ОЯТ реакторов типа ВВЭР-1000, куда оно поступает после предварительной выдержки в хранилищах АЭС. В настоящее время здесь находится около 2 тыс. отработанных тепловыделяющих сборок (объем 1000 т, активность 500 млн Ки).
В качестве основной стратегии обращения с отработанным ядерным топливом АЭС Министерство атомной энергии РФ предлагает следующие решения:
для ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440 — переработка на заводе РТ-1 (ПО «Маяк»);
для ОЯТ реакторов типа ВВЭР-1000 — переработка на заводе РТ-2 (должен быть достроен на Горно-химическом комбинате);
для ОЯТ реакторов типа РБМК — долговременное хранение с возможностью последующего захоронения в глубокие геологические формации или (менее вероятно) радиохимической переработки в будущем.
На некоторых АЭС России хранится сверхпроектное количество ОЯТ, которое прошло регламентную выдержку и должно быть вывезено на переработку, однако из-за отсутствия такой возможности продолжает находиться в бассейнах выдержки. Подобная ситуация не позволяет иметь резерв для аварийной выгрузки всей активной зоны реактора, как того требуют нормы безопасности. Так, на Нововоронежской АЭС в одном из бассейнов выдержки содержится отработанное ядерное топливо, 50 % которого находится там более пяти лет.
После окончания срока службы ядерного реактора (в среднем 30 лет) он выводится из эксплуатации и демонтируется. Эта операция требует значительных финансовых затрат, а также вызывает необходимость утилизации большого количества РАО и загрязненных радионуклидами конструкций. Кроме того, остановленный реактор требует длительного наблюдения, подвода в помещение реакторного блока тепло- и электроэнергии, водоснабжения и т. д. В настоящее время в России остановлены для вывода из эксплуатации первый и второй блоки Нововоронежской АЭС (1988 г. и 1990 г.), первый и второй блоки Белоярской АЭС (1981 г. и 1989 г.). В целом в России проблемы вывода из эксплуатации остановленных ядерных реакторов решаются неудовлетворительно. Напр., первый блок Белоярской АЭС был остановлен 13 лет назад, однако подготовительные работы до сих пор не окончены и собственно к выводу реактора из эксплуатации еще не приступали.
Подобные проблемы возникают и в странах ЕЭС, где планируется в ближайшем будущем вывести из эксплуатации 125 энергоблоков с ядерными реакторами после выработки их ресурса. Так, стоимость демонтажа ядерного реактора в ФРГ оценивается в 230 млн марок и займет эта операция около 15 лет (т. е. вчетверо больше времени, чем строительство АЭС). Однако главной является проблема огромного количества радиоактивных отходов: 75 % объема РАО, образующихся за все время работы АЭС, приходится именно на момент остановки ядерного реактора. Основная доля затрат (до 90 %) при выводе АЭС из эксплуатации приходится на работы по дезактивации, а также утилизации, хранению и захоронению огромного количества радиоактивных отходов (так, при выводе из эксплуатации 125 блоков европейских АЭС будет образовано 1,6 млн т РАО, 15 % которых составят отходы средней активности).
Для решения перечисленных проблем во многих странах созданы специальные программы и проекты вывода АЭС из эксплуатации и захоронения радиоактивных отходов. В США, напр., в 1977 г. была создана национальная программа вывода из эксплуатации 500 ядерных установок. (В России подобной программы нет.) Кроме того, в США введен налог на электроэнергию, получаемую на АЭС, и поступающие средства аккумулируются для финансирования в будущем работ по выводу АЭС из эксплуатации. Создан также фонд, который формируется за счет отчислений владельцев ядерных установок, собранные средства используются на оплату расходов по транспортировке радиоактивных отходов.
Переработка отработанного ядерного топлива
Обращение с отработанным ядерным топливом (ОЯТ) АЭС, судовых и исследовательских реакторов является важнейшей стадией ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Обращение с ОЯТ АЭС включает всю совокупность технологических операций, начиная с выгрузки ОЯТ и заканчивая его промежуточным хранением либо переработкой с целью извлечения делящихся ядерных материалов. Обращение с ОЯТ в разомкнутом цикле состоит из его выгрузки, промежуточного хранения и окончательного захоронения. В замкнутом цикле обращение с ОЯТ состоит из выгрузки, промежуточного хранения, переработки топлива, использования извлеченных при переработке делящихся материалов в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах, а также обработки и хранения радиоактивных отходов.
Основная масса выгруженного ОЯТ размещается в хранилищах на площадках АЭС или централизованных хранилищах. Различают т. н. «мокрое» хранение (в бассейнах выдержки под водой) и «сухое» (в среде инертного газа или воздуха в контейнерах или камерах).
К началу 1995 г. на площадках АЭС России накоплено 1 тыс. т ОЯТ АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 и 6 тыс. т ОЯТ АЭС с реакторами типа РБМК. На Горно-химическом комбинате (Красноярск-26) в специальном хранилище находится еще около 1 тыс. т ОЯТ АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000. А всего в России накоплено около 10 тыс. т ОЯТ.
В 26 странах мира до 1990 г. было выгружено около 115 тыс. т ОЯТ, 80 % которого приходится на долю Великобритании, Канады, СССР, США, Франции и Японии. Предполагается, что в 1991—2000 гг. будет выгружено еще около 105 тыс. т ОЯТ. В табл. 1 приведены данные о составе ОЯТ российских реакторов типа ВВЭР.
Переработка (репроцессинг) ОЯТ заключается в извлечении урана, накопленного плутония и фракций осколочных элементов (96 % ОЯТ — это уран-235 и уран-238, около 1 % — плутоний, 2—3 % — радиоактивные осколки деления).
При сопоставлении общего объема выгруженного ОЯТ и совокупной мощности существующих предприятий по его переработке возникает предположение, что до 2010 г. возможно переработать лишь около 30 % ОЯТ, накопленного в мире (табл. 2).
Переработка ОЯТ производится на радиохимических заводах. Единственный в России завод по переработке отработанного ядерного топлива РТ-1 действует на территории комплекса, ранее производившего оружейный плутоний (Челябинск-65). Завод РТ-1, мощностью 400 т тяжелого металла в год, был введен в эксплуатацию в 1976 г. Он является компонентом замкнутого ЯТЦ. Имеющаяся здесь технология обеспечивает переработку ОЯТ российских АЭС с реакторами типа ВВЭР-440. В основе технологии выделения урана и плутония, их разделения и очистки от продуктов деления лежит процесс экстракции урана и плутония (извлечение вещества из смеси с помощью растворителей) трибутилфосфатом. Он осуществляется на многоступенчатых экстракторах непрерывного действия. В результате уран и плутоний очищаются от продуктов деления в миллионы раз. Регенерированный уран используют для производства топлива реакторов типа РБМК, а плутоний складируется. Кроме того, на заводе РТ-1 ведется переработка ОЯТ АЭС с реакторами типа БН-600, БН-350 и ОЯТ от исследовательских реакторов и ядерных транспортных установок атомного флота.
После промежуточного выдерживания ОЯТ АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 предполагается перерабатывать на заводе РТ-2 в Красноярске-26 после завершения его строительства.
ОЯТ АЭС с реакторами типа РБМК хранится на площадках АЭС, и предполагается, что после определенной выдержки оно будет отправлено на окончательное захоронение по схеме разомкнутого ЯТЦ.
Химическая переработка ОЯТ проектируется исходя из условий безопасности. Сопоставляя степени риска при внутренней аварии и внешнем воздействии на предприятиях ЯТЦ, специалисты оценивают химическую регенерацию ОЯТ как сопряженную с наибольшим риском из всех стадий цикла. Поэтому эксперты США, Канады и некоторых других стран считают, что современный уровень химической технологии регенерации ОЯТ не отвечает требованиям экологической безопасности и отработанные тепловыделяющие элементы (твэлы) целесообразно целиком закладывать на длительное хранение.
Кроме того, переработка ОЯТ связана с образованием значительного количества радиоактивных отходов (см. «Отработанное ядерное топливо: масштабы и проблемы»).

35 – РАО
Определение и источники радиоактивных отходов
К радиоактивным отходам (РАО) относятся не подлежащие дальнейшему использованию вещества в любом агрегатном состоянии, материалы, изделия, оборудование, объекты биологического происхождения, газообразная среда, грунт, а также породы, руды и отходы обогащения и выщелачивания руд, в которых содержание радионуклидов превышает уровень, установленный нормативными правовыми актами. К РАО относят и отработавшие свой ресурс или поврежденные радионуклидные источники — вещества, содержащие один или несколько радионуклидов, заключенные в оболочку или зафиксированные другим способом в объеме или на поверхности какого-либо материала.
Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) — облученные тепловыделяющие элементы, изъятые из реактора после их отработки, в некоторых странах (США, Швеция, Канада, Испания, Финляндия) относят к категории РАО и в дальнейшем не перерабатывают. В России часть ОЯТ не подлежит дальнейшему использованию и, следовательно, является РАО, а часть поступает на переработку для извлечения из него ряда составляющих.
В промышленности, медицине, сельском хозяйстве, радиоизотопной энергетике, контрольно-измерительной и облучательной технике, а также в научных исследованиях применяют искусственные источники ионизирующего излучения (радиоизотопы различного типа). Производство и использование радиоизотопов неизбежно влечет за собой образование значительного количества РАО, которое необходимо утилизировать по специальной программе после окончания срока работы источников ионизирующего излучения, обнаружения дефектов или поломок.
К образованию значительного количества РАО приводит деятельность научно-исследовательских институтов, конструкторских бюро, где применяются исследовательские реакторы, стенды, ускорители, ядерные преобразователи.
Однако самое большое количество РАО образуется в процессе реализации военных программ и во всей цепи ядерного топливного цикла: при реализации военных программ (создание компонентов ядерного оружия на основе ядерных делящихся материалов — высокообогащенного урана и плутония); при эксплуатации и закрытии предприятий ядерного топливного цикла (добыча и обогащение урановой и ториевой руды, изготовление тепловыделяющих элементов, производство тепловой и электроэнергии в реакторах, переработка отработанного ядерного топлива); при эксплуатации и списании надводных и подводных кораблей военно-морского и гражданского флотов с ядерными энергетическими установками и баз их обслуживания; в процессе консервации предприятий военного и гражданского ядерного комплекса и реабилитации территорий, загрязненных в результате их деятельности; в процессе дезактивации объектов и реабилитации территорий, загрязненных в результате аварий; при выполнении космических программ.
Определенное количество РАО образовалось при проведении испытаний ядерного оружия и подземных взрывов ядерных устройств в промышленных целях на территории СССР в 1965—1988 гг. Испытания ядерного оружия, проводившиеся в атмосфере на полигонах планеты с 1945 г., стали глобальным источником радиоактивного загрязнения природной среды. Несмотря на прекращение ядерных взрывов в атмосфере еще в 1980 г., до сих пор идет медленный процесс выведения из стратосферы радиоактивных веществ, которые, оседая на земную поверхность, загрязняют почвенный покров и водную среду, а в дальнейшем в виде почвенной пыли под действием ветра снова поднимаются в воздух. Всего в атмосфере было произведено 450 ядерных взрывов общей мощностью 545 Мт ТНТ (см. «Ядерные полигоны планеты»). При этом суммарная активность выброшенного в атмосферу це-зия-137 составила 8,2 МКи (в т. ч. полигон на Новой Земле — 8,0 МКи), стронция-90 — 4,3 МКи (в т. ч. полигон на Новой Земле — 4,2 МКи).
Радиоактивные вещества при мощных ядерных взрывах в атмосфере частично выпадают на месте взрыва (около 12 %), частично задерживаются в тропосфере в среднем на 30 суток (около 10 %), а примерно 75 % радионуклидов поступает в стратосферу и впоследствии выпадает по всему земному шару. В верхние слои атмосферы (выше 50 км) попадает около 3 % всех радионуклидов. С учетом поступивших в окружающую среду радионуклидов за фоновые приняты следующие величины плотности загрязнения: цезий-137 — 0,08 Ки/км2, стронций-90 — 0,045 Ки/км2, плутоний – 0,005 Ки/км2.
Радиоактивное загрязнение и радиоактивные отходы, образующиеся от деятельности военно-промышленного комплекса и гражданских предприятий, будут оказывать влияние на биосферу на протяжении сотен лет, поэтому для всех стран, имеющих ядерное оружие или ядерную промышленность, основной проблемой является решение вопроса о долговременном и безопасном хранении накопленных РАО, а также их захоронении, т. е. полной изоляции от биосферы.
С этой целью РАО хранятся в специальных сооружениях до их последующего извлечения для переработки и/или захоронения.
Самый сложный процесс — захоронение РАО, т. е. размещение радиоактивных отходов в хранилище без последующего изъятия. Надежность изоляции РАО в таких хранилищах или могильниках должна быть обеспечена на сотни, а иногда и тысячи лет.
Совокупность всех видов деятельности, связанных со сбором, транспортировкой, переработкой, хранением и захоронением РАО называется обращением с радиоактивными отходами.
Радиоактивные отходы
Особенностью производства при добыче и переработке (обогащении) урановой и ториевой руды является образование большого объема низкоактивных шахтных вод и твердых отходов (до 99 % руды остается на поверхности земли в виде пустой породы и производственных отвалов). Пустая порода и отвалы, радиоактивный фон которых в 10 и более раз превышает естественный, направляются в специальные открытые «хвостохранилища». В результате этой деятельности общая площадь радиоактивно загрязненных земель в России составляет 600 км2. Рекультивация и очистка загрязненной радионуклидами территории является крайне дорогостоящей операцией, во многом зависящей от критериев очистки. По расчетам Министерства энергетики США, при очистке обширной территории, загрязненной отходами переработки урановой руды, затраты на 1 тыс. м2 загрязненной площади составляют 1,2—2 тыс. дол. Для населенных районов эти цифры еще выше. По данным Министерства атомной энергии РФ, при добыче и переработке руд образовано 100 млн м5 радиоактивных отходов (РАО) суммарной активностью 180 тыс. Ки (на 1995 г.). Отвалы урановых рудников могут содержать радий-226 активностью 3 • 1012—55 • 1012 Бк, выделяя в атмосферу продукт его распада радон-222, активность которого составляет 1,3- 1013—34 • 1013 Бк в год.
СССР был крупнейшим в мире производителем урана (см. «Добыча урановой руды, обогащение урана и производство ядерного топлива»). В 1991 г. запасы уранового концентрата оценивались в 13,5 тыс. т. После распада СССР 8 центров по производству урана оказались на Украине, в Казахстане, Эстонии, Киргизии, Таджикистане, Узбекистане. В России осталось единственное предприятие по добыче урана — Приаргун-ское производственное горно-химическое объединение (ПГХО), расположенное в 18 км от Краснокаменска в отрогах Аргунского хребта (Читинская обл.). Добыча уран- и молибденсодержащих руд ведется здесь более 25 лет круглогодично, открытым и шахтным способами. Урановые и молибденовые породы обогащаются на рудноперерабаты-вающем комплексе с последующим получением концентрата на Горно-металлургическом заводе (ГМЗ). Годовой выпуск уранового концентрата — около 3 тыс. т. Основная масса РАО, образующихся при его производстве гидрометаллургическим методом, — это выщелоченные пески и жидкие сбросы после сорбции урана. Эти отходы длительное время хранятся в «хвостохра-нилище» с противофильтрационным экраном в чаше с насыпной ограждающей и двумя защитными дамбами. «Хвостохранили-ще» имеет два створа с проектным заполнением 64 млн м3 и 4,7 млн м3. По данным на 1 января 1995 г. они заполнены на 40 млн м3 и 2,7 млн м3 соответственно. Объемная активность пульпы, поступающей в «хвосто-хранилище», и удельная активность твердой фазы пульпы составляют 5 • 10~7 Ки/л и 1,25 • 10 6 Ки/кг соответственно.
Источниками радиоактивного загрязнения являются пылящий открытый карьер по добыче урановой руды, многочисленные отвалы руд, «хвостохранилище», угольный разрез и сам ГМЗ. Поселок геологоразведчиков Октябрьский оказался в окружении объектов горно-химического объединения. Концентрация радона в подпольях домов составляет в среднем 6 тыс. Бк/м3, что в 30 раз выше допустимых значений.
Объем сточных вод, загрязненных в основном ураном, а также другими радионуклидами (общая активность около 27 Ки/год), сбрасываемых в поверхностные накопители и открытую гидрографическую сеть, составил в 1993 г. 6,7 млн м3.
В зоне влияния Приаргунского ПГХО отмечается также сильная загрязненность радионуклидами почвы и растений. В результате длительного загрязнения содержание урана в почве промплощадки и поселка Октябрьский, расположенного в 3 км от ГМЗ, превышает уровень естественного радиоактивного фона в 2—10 раз, а содержание сопутствующих радиоактивных веществ (напр. радона) — в 2 раза. (Дома поселка Октябрьский были построены в качестве временного жилья для геологов. Однако в дальнейшем поселок оказался в пределах санитарно-защитной зоны рудника и расселения произведено не было.) Выявлено несколько локальных участков радиоактивного загрязнения, связанных с использованием при строительстве дорог горных пород с отвалов шахт и карьеров, а также со сбросом шахтных вод (максимальная интенсивность излучения 230 мкР/ч).
До 1991 г. урановая руда перерабатывалась также на Лермонтовском производственном объединении «Алмаз» (Ставропольский край). Основными источниками загрязнения окружающей среды здесь выступали «хвостохранилище» гидрометаллургического завода и отвалы руд и горных пород. «Хвостохранилище» заполнялось отходами гидрометаллургического и химического производства (радиоактивный ил и фос-фогипс), общая активность которых составляла 50 кКи (на 1995 г.).
В 1950—1964 гг. Новотроицким рудоуправлением (вблизи г. Бал ей, Читинская обл.) осуществлялась добыча и обогащение то-риевой руды из россыпного месторождения (небольшие открытые карьеры, расположенные в радиусе 10 км). Впоследствии эта территория была передана Балейскому автотранспортному управлению, однако исследований уровня загрязнения и полного комплекса мероприятий по его ликвидации проведено не было. В настоящее время отмечается дальнейшее распространение радиоактивного загрязнения, вызванное неконтролируемым использованием пустой породы и отвалов при строительстве дорог и жилья. Уровень излучения в некоторых районах населенных пунктов достигает 500—700 мкР/ч, а возле «хвостохранилиша» (ныне не действующего) наблюдаются очаги с интенсивностью излучения 400—1500 мкР/ч. Подобные «хвостохранилища» остались и на закрытых в настоящее время предприятиях по добыче урановой руды на территории бывшего Уральского приискового управления в поселке Озерный (Режевский район, Свердловская обл.) и в Калмыкии.
Большое количество средне- и низкоактивных РАО образуется на химико-металлургических, сублиматных, разделительных заводах и на заводах по производству ядерного топлива.
Все предприятия ядерного топливного цикла подведомственны Министерству атомной энергии РФ. В процессе их деятельности образуется большой объем жидких и твердых РАО, которые перерабатываются и хранятся в основном в пределах промышленных площадок.
При нормальной эксплуатации различных ядерных установок газообразные выбросы радиоактивных веществ не представляют радиационной опасности для персонала и населения. Вместе с тем на некоторых предприятиях (Ангарский электролизный химический комбинат, Электрохимический завод, Сибирский химический комбинат) часть радиоактивных выбросов не подвергается предварительной очистке, а на некоторых участках требуется реконструкция или замена вентиляционных установок, не отвечающих требованиям нормальной эксплуатации (табл. 1).
Практически все твердые РАО в связи с отсутствием установок для их переработки помещаются на длительное хранение: низко- и среднеактивные отходы (в т. ч. нетехнологические отходы, являющиеся альфа-излучателями), как правило, закладываются в грунтовые траншеи, которые по мере заполнения засыпаются грунтом; высокоактивные (в т. ч. технологические отходы, являющиеся альфа-излучателями), помещаются в железобетонные сооружения.
Большинство хранилищ твердых РАО в России не удовлетворяют современным требованиям безопасности, не проходили экологическую экспертизу. На некоторых предприятиях загрязненные отходы (металлолом) хранятся под открытым небом и подвергаются воздействию атмосферных осадков (на НЗХК, ЧМЗ — металлолом, загрязненный ураном; на ГХК, СХК — техника, которая была использована при ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС и т. д.). Особую тревогу вызывают хранилища, содержащие большое количество плутония и других альфа-излучателей. Только на заводе по производству гексафторида урана, входящего в состав Сибирского химического комбината, масса плутония в твердых отходах, заложенных на хранение, превышает 70 кг. На этом заводе происходит фторирование урана, прошедшего обработку на радиохимическом производстве и содержащего в очень небольшом количестве плутоний. В процессе производства гексафторида урана образуются твердые отходы в виде огарков с низким удельным содержанием плутония. Однако объем таких отходов представляет собой уже значительную величину, и масса плутония в хранилище твердых отходов составляет десятки килограммов.
Аналогичное положение и на других хранилищах СХК, а также хранилищах твердых РАО на ПО «Маяк», ГХК, ЧМЗ, КЧХК, МСЗ и других предприятиях. Сложившаяся практика обращения со средне- и низкоактивными отходами противоречит некоторым статьям Закона РФ «Об охране окружающей природной среды». В целом система обращения с твердыми РАО в России не соответствует требованиям МАГАТЭ и практике, принятой в развитых странах.
На большинстве объектов, где образуются низко- и среднеактивные РАО, жидкие отходы очищаются до соответствия санитарным нормам методами экстракции, ионного обмена и осаждения. Кроме того, средне- и низкоактивные РАО упариваются (напр. на ПО «Маяк»).
В системе Министерства атомной энергии РФ есть перепрофилированные в настоящее время предприятия, которые ранее выпускали продукцию, связанную с накоплением РАО. Напр., Московский завод полиметаллов, выпускающий высокочистые редкоземельные металлы и их оксиды, является основным разработчиком и производителем систем управления ядерных реакторов. В 1930—1950-е гг. этот завод выпускал ториевую продукцию. В результате промплощадка завода до сих пор загрязнена ураном, радием, торием (в 15 раз превышен допустимый уровень), а на прилегающей территории зафиксировано содержание радия-226 в грунтовых водах, тория-232 в роднике на берегу реки Москвы. В грунтовых водах обнаружены и токсичные вещества (цинк, медь, бериллий, цирконий и т. п.). На территории завода есть области загрязнения, где уровень гамма-излучения достигает 900 мкР/ч.

Классификация радиоактивных отходов
Радиоактивные отходы в зависимости от агрегатного состояния делятся на газообразные, жидкие и твердые (отвержденные). Газообразные РАО в общем объеме отходов составляют незначительную часть. Наибольший объем РАО поступает в жидком виде — радиоактивные растворы и пульпы, различные жидкие шламы. Твердые радиоактивные отходы являются продуктом деятельности предприятий (части загрязненных конструкций, оборудования, упаковки, густой шлам, мусор, загрязненный грунт и т. п.), а также продуктами специальной технологии отверждения жидких отходов (битумирование, цементирование, остеклование и т. д.).
Самой ранней классификацией является разделение РАО на три основные категории в зависимости от уровня радиоактивности: низкоактивные, среднеактивные н высокоактивные. На ранних этапах развития ядерной энергетики в разных странах градации этих категорий сильно отличались (иногда в 10 раз), в некоторых странах применялись дополнительные категории (напр. очень низкоактивные и очень высокоактивные отходы). С 1970 г. МАГАТЭ приступило к разработке единой системы классификации (стандартизации) жидких, твердых и газообразных отходов.
В основу классификации жидких и газообразных радиоактивных отходов был положен параметр удельной (объемной) активности (табл. 1, 2).
Для твердых радиоактивных отходов было признано целесообразным в качестве основного параметра оценки уровня их активности использовать вид доминирующего излучения и мощность экспозиционной дозы непосредственно на поверхности отходов (табл. 3).
В зависимости от периода полураспада радиоактивных элементов РАО делят на короткоживущие (период полураспада меньше года), среднеживущие (от года до ста лет) и долгоживущие (более ста лет).
Используемая в настоящее время в России классификация РАО по удельной (объемной) активности не совсем удачна, т. к. в ней не учитывается период полураспада, радио-нуклидный и физико-химический состав отходов, а также наличие в них плутония и трансурановых элементов, хранение которых требует специальных жестких мер. Однако в этой классификации есть и положительные стороны. На всех этапах обращения с РАО (включая хранение и захоронение) главной задачей является предотвращение загрязнения окружающей среды и переоблучения населения, и разделение РАО в зависимости от уровня удельной (объемной) активности именно и определяется степенью их воздействия на окружающую среду и человека. На меру радиационной опасности влияет вид и энергия излучения (альфа-, бета-, гамма-излучатели), а также наличие химически токсичных соединений в отходах. Продолжительность изоляции от окружающей среды среднеактивных отходов составляет 100—300 лет, высокоактивных — 1000 и более лет (для плутония — десятки тысяч лет).

Радиоактивные отходы, накопленные в России
На территории России в результате деятельности предприятий ядерного военно-промышленного и гражданского комплекса, Военно-Морского Флота и Министерства атомной энергии РФ, различных отраслей народного хозяйства накоплен большой объем радиоактивных отходов (РАО), общая активность которых составляла более 4 млрд Ки на момент их образования. На предприятиях Министерства атомной энергии РФ хранятся радиоактивные отходы, образованные при производстве ядерного оружия, активность которых составляет 2,3 млрд Ки (табл. 1).
Основную часть общего объема РАО составляют жидкие отходы низкого и среднего уровня активности, захороненные в глубокие подземные горизонты. В пласты-коллекторы полигонов захоронения Сибирского химического комбината (СХК), Горно-химического комбината (ГХК) и Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР) за последние 30 лет удалено около 46 млн м3 РАО активностью 2,0 млрд Ки. В результате радиоактивного распада первоначальная активность захороненных РАО уменьшилась до 0,8 млрд Ки*. Суммарная площадь пластов-коллекторов, занятая этими отходами, составляет около 24 км2.
Помимо этого, на трех оборонных предприятиях по производству плутония (ПО «Маяк», СХК, ГХК) в специальных железобетонных емкостях хранятся жидкие высокоактивные РАО активностью 570 млн Ки. Средне- и низкоактивные жидкие отходы (активностью 700 млн Ки) хранятся в основном в приповерхностных водоемах и бассейнах и представляют угрозу экологической безопасности в местах хранения.
Больше всего радиоактивных отходов, хранящихся и захороненных без удаления в глубокие подземные горизонты, накоплено на ПО «Маяк». Для хранения и захоронения твердых радиоактивных отходов общей активностью около 224 млн Ки используется 231 могильник (в т. ч. 25 капитальных, остальные грунтовые, приповерхностные). Еще значительнее объем РАО в жидком виде, они хранятся в основном в естественных и искусственных водоемах, только небольшая часть жидких отходов остеклована и размещена в специальных хранилищах. За 40-летнюю деятельность ПО «Маяк» на территории его санитарно-защитной зоны в приповерхностных водоемах и хранилищах скопились радиоактивные отходы активностью более 1 млрд Ки. (Такого объема РАО, сосредоточенного на достаточно небольшой территории, нет больше нигде в мире.) С учетом отходов, захороненных в глубокие подземные горизонты и поверхностные могильники, общая активность РАО составляет около 2,3 млрд Ки.
В таблице 1 не учтены считающиеся захороненными радиоактивные отходы, образованные при проведении ядерных взрывов на полигоне архипелага Новая Земля (активность 500 млн Ки) и промышленных ядерных взрывов (1 млн Ки).
Радиоактивные отходы, хранящиеся на предприятиях, не подведомственных Министерству атомной энергии РФ, и базах гражданского и военного атомного флота, имеют гораздо меньший объем (240 тыс. м3) и активность (2,1 млн Ки).
По экспертным оценкам, активность РАО всех видов, сброшенных в моря, омывающие территорию России, составляла около 2,3 млн Ки. В настоящее время не существует полного кадастра мест захоронения и хранения радиоактивных отходов на территории России.
Большой объем РАО накоплен в научно-исследовательских институтах, работающих в области атомных исследований. Около 20 из них имеют исследовательские реакторы, другие ядерные установки. Многие институты находятся в крупных городах, и несовершенная система обращения с радиоактивными отходами представляет угрозу для населения. Так, в Физико-энергетическом институте хранятся или захоронены в могильники РАО активностью 1 млн Ки. В Российском научном центре «Курчатовский институт» на хранении и захоронении находится 135 т РАО, активность которых составляет 38,5 тыс. Ки. В Научно-исследовательском институте атомных реакторов большая часть низкоактивных жидких РАО (объем 2,1 млн м3, активность 107 тыс. Ки) захоронена в глубокие подземные горизонты.
Временные хранилища жидких и твердых РАО имеются также в федеральных ядерных центрах: Всероссийском научно-исследовательском институте теоретической физики (активность РАО около 2 тыс. Ки), Всероссийском научно-исследовательском институте экспериментальной физики (около 1,1 тыс. Ки). На территории других научно-исследовательских институтов хранится гораздо меньшее количество РАО (точная информация отсутствует).
Отработанное ядерное топливо сосредоточено в основном на территории следующих институтов—владельцев исследовательских реакторов: РНЦ «Курчатовский институт», Физико-энергетический институт, Научно-исследовательский институт атомных
реакторов, Петербургский институт ядерной физики, филиал Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники в Свердловской области (см. «Радиоактивные отходы при эксплуатации исследовательских ядерных установок гражданского назначения»).
Отработанное ядерное топливо в случае отказа от его переработки считается высокоактивными РАО. Однако даже в случае его переработки на радиохимических заводах часть активности отработанного ядерного топлива остается в образующихся при этом отходах. Общая активность отработанного ядерного топлива, хранящегося на территории атомных электростанций, во временных хранилищах ПО «Маяк», ГХК. и хранилищах Министерства обороны РФ, Министерства транспорта РФ и научно-исследовательских институтов, составляет 4,65 млрд Ки. Общая активность радиоактивных материалов (отходы и отработанное ядерное топливо), накопленных в России составляет, по оценкам специалистов, около 7 млрд Ки.
Жидкие радиоактивные отходы
Основными источниками жидких РАО на АЭС являются следующие.
1. Продукты деления, проникающие через неплотные оболочки твэлов в теплоноситель реакторного контура, продувочная вода реактора, вода бассейнов выдержки и перегрузки, вода опорожнения реакторных петель.
2. Промывочные растворы, использованные при дезактивации оборудования АЭС.
3. Продувочная вода парогенераторов.
4. Вода, образующаяся после дезактивации помещений.
5. Прачечные и душевые воды, которые после очистки сбрасываются в канализационную систему или внешние водоемы.
Удельная активность жидких РАО после наиболее глубокой очистки — 10 8 Ки/л (ср.: активность питьевой воды — 1010 Ки/л).
Проблема безопасного хранения жидких радиоактивных отходов достаточно сложна вследствие большого объема и разнообразия таких отходов, а также значительного содержания в них солей. В среднем за год на блоке АЭС с реактором типа ВВЭР-1000 образуется до 30 тыс. м3 требующих переработки радиоактивных вод, в которых может содержаться около 50 т различных солей. Для блоков АЭС с реакторами типа РБМК-1000 эти цифры в два и более раза выше. В связи с этим в системе спецводоочистки АЭС создается несколько установок очистки радиоактивно загрязненной воды. Вследствие большого объема жидких РАО на некоторых стадиях технологической цепочки при работе АЭС возникает необходимость их хранения до очистки (для этого служат специальные баки).
Дезактивацию жидких РАО производят в выпарных установках и/или на ионообменных фильтрах. После упаривания объем жидких РАО уменьшается в 50—100 раз. Дезактивированная вода возвращается в технологический цикл, а радиоактивные отходы концентрируются для последующего хранения и захоронения. В результате упаривания и фильтрации кроме концентрированных жидких РАО образуется небольшой остаток высокоактивных отходов и ионообменные смолы, содержащие сорбированные радионуклиды. В первые годы существования АЭС эти высокоактивные отходы удалялись в подземные емкости-хранилища с двойными стенами (наружная из железобетона, внутренняя из стали). Объем подобных хранилищ составляет 200—5 000 м3. Сейчас принята практика отверждения средне- и высокоактивных жидких отходов (методом битуми-рования или цементирования). На Ленинградской и Калининской АЭС имеются установки для битумирования, на которых жидкие радиоактивные вещества включаются в расплавленный битум при содержании до 0,5 кг отходов на 1 кг получаемой жидкой смеси, которая затем охлаждается и в виде битумных блоков поступает на хранение в имеющиеся на АЭС отдельные подземные железобетонные хранилища. Другая технология отверждения (цементирование) применяется на Балаковской, Кольской, Курской АЭС. Жидкие радиоактивные отходы помещаются в небольшие металлические баки, смешиваются с цементом и после образования твердого монолита в этих же баках направляются на хранение и захоронение,
Страны с развитой ядерной энергетикой отказались от битумирования РАО вследствие пожароопасности этого процесса. Цементирование РАО также имеет технологические недостатки. Возможно, в будущем отверждение радиоактивных отходов будет осуществляться по новым технологиям. По состоянию на 1 января 1995 г., объем хранящихся на всех АЭС России отвержден-ных среднеактивных отходов составляет 16 тыс. м! общей активностью 1 тыс. Ки.
Емкости-хранилища жидких РАО на многих АЭС России находятся в эксплуатации достаточно давно и имеется вероятность их разгерметизации. Хранилища жидких РАО на АЭС России заполнены в среднем на 70 % проектного объема. На блоке АЭС с реактором типа РБМК-1000 за год в среднем образуется 100 тыс. м- сбросных радиоактивных вод. солесодержание в которых составляет до 100 т. Применяя технологию упаривания, объем жидких РАО можно уменьшить в сотни раз При существующих темпах накопления жидких РАО емкости-хранилища на многих российских АЭС могут быть полностью заполнены к 2000 году (табл. 5).
По состоянию на 1 января 1995 г. во временных хранилищах на АЭС России находилось 120 тыс. м’ твердых. 67 тыс. м; жидких и 16 тыс. м; отвержденных радиоактивных отходов общей активностью 51.5 тыс. Ки.
В соответствии с действующими санитарными правилами образующиеся на АЭС воды минимальной активности после дополнительной очистки разрешено сбрасывать во внешние водоемы (табл. 6).
На АЭС с реакторами типа ВВЭР активность сбросов радиоактивных вод составляет около 2 Ки/(МВт • год), а на АЭС с реакторами типа РБМК— около 0,1 КиДМВт • год). Радиоактивность сбросов формируется в основном за счет цезия-137 (до 70 %), цезия-134 и трития. Кроме того, в водоемы поступают в небольшом объеме кобальт-58, кобальт-60, хром-51, цинк-65, марганец-54, железо-59, йод-131 и в крайне незначительном количестве — стронций-89 и стронций-90. Содержание радионуклидов в радиоактивных водах, поступающих в окружающую среду, не превышает значений т. н. допустимого сброса. Для цезия-137 максимальное содержание составляет 40 % допустимого сброса (Калининская АЭС), стронция-90 — 1,1 % (Белоярская АЭС), кобальта-60 — около 1 % (Калининская АЭС). Содержание других радионуклидов в сбросах АЭС составляет доли процента.
Твердые радиоактивные отходы
Твердые радиоактивные отходы, образующиеся на АЭС с различными типами реакторов, представляют собой отработавшее оборудование и материалы, использованные фильтры, радиоактивно загрязненный строительный мусор, спецодежду и т. п. Объем твердых РАО зависит, в основном, от условий эксплуатации АЭС и выбранных проектных решений. Твердые отходы считаются радиоактивными при соответствии одному из следующих критериев: мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности превышает 1 мкЗв/ч (100 мкбэр/ч); удельная активность для бета-излучателей превышает 2 мкКи/кг (7,4* 104 Бк/кг), а для альфа-излучателей — 0,2 мкКи/кг (7,4-103 Бк/кг); фиксированное поверхностное загрязнение превышает для бета-излучателей 500 частиц на см2 в минуту, а для альфа-излучателей 5 частиц на см2 в минуту. Твердые радиоактивные отходы делятся на низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные (табл. 3).
Как правило, среди образующихся на АЭС твердых отходов преобладают РАО низкой активности (до 70 % общего объема), причем 40—60 % из них являются органическими отходами. К среднеактивным отходам относится часть оборудования, фильтры спецвентиляции, продукты отверждения жидких РАО. Высокоактивные отходы содержат элементы оборудования первого контура, контроля нейтронного излучения и т. д. Твердые радиоактивные отходы на АЭС собирают в специальные помещения, где их сортируют по категориям исходя из уровня активности (I—III группы). Сортировка твердых РАО I группы на горючие (подлежащие сжиганию), негорючие (подлежащие прессованию) и неперерабатываемые производится также на месте сбора путем загрузки в соответствующие контейнеры. При этом крупногабаритное оборудование подвергается разборке и резке до требуемых размеров. Сжигание твердых РАО производится в специальных печах. Негорючие твердые РАО после прессования упаковываются и складываются в емкости-контейнеры.
Временное хранение твердых РАО на АЭС осуществляется в железобетонных ячейках специально оборудованного хранилища в спецкорпусе или отдельно стоящем сооружении. Хранилище твердых РАО представляет собой, как правило, углубленные в землю бетонированные емКОСТИ с гидроизоляцией. Вокруг хранилища пробурены контрольные скважины, откуда периодически берутся пробы воды для определения концентрации радиоактивных веществ в грунтовых водах. Несмотря на гидроизоляцию, конструкция хранилищ твердых РАО не исключает возможности проникновения в них атмосферных осадков и грунтовых вод.
В соответствии с проектами действующих в России АЭС с реакторами типа ВВЭР хранилища твердых РАО предназначены для временного хранения твердых отходов I и II группы в течение 10 лет, а твердых отходов III группы — 30 лет. После окончания проектного срока хранения на АЭС твердые РАО должны быть захоронены в централизованные могильники (которых в настоящее время в России нет). Хранилища твердых РАО на атомных электростанциях России заполнены в среднем на 65 %, а на некоторых АЭС близки к полному заполнению При существующих темпах накопления твердых отходов хранилища могут быть заполнены в течение ближайших 2—3 лет (особенно это касается АЭС с реакторами типа РБМК). Так, твердые РАО Ленинградской АЭС направляются для переработки и хранения на Ленинградский спецкомбинат «Радон», который может обеспечить их прием до 1996 г. За год на блоке АЭС с реактором типа ВВЭР-440 образуется около 200 м3 твердых отходов, на блоке с реактором типа ВВЭР-1000 — около 300 м3 твердых отходов, на блоке с реактором типа РБМК-1000 — 500—650 м3 твердых отходов (из них около 65 % — отходы I группы, 30 % — II группы и 5 % — III группы). Твердые РАО I группы после сортировки прессуются на Белояр-ской, Кольской и Нововоронежской АЭС, а горючие твердые РАО сжигаются на Белоярской и Кольской АЭС. На оеИИНМШ АЭС твердые РАО хранятся без перерабОТ». В связи с отсутствием или недостайОЧЯОЙ мощностью установок по кондициайИ]рЯ8-нию, прессованию и сжиганию РАО НЯШШг» активные и часть среднеактивных отходов (в т. ч. альфа-излучатели) захораниваются в могильники траншейного типа, которые по мере заполнения засыпаются грунтом (что противоречит современным требованиям норм безопасности).
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС России имеет ряд общих недостатков:
сортировка отходов производится не на месте их образования, а в помещениях, не предусмотренных проектом;
оборудование для эффективной переработки твердых отходов с целью уменьшения их объема отсутствует, а существующее оборудование позволяет уменьшать объем РАО лишь в 3—6 раз (на зарубежных АЭС объем твердых отходов уменьшается в десятки раз);
установки сжигания твердых РАО имеют недостаточно эффективную систему газоочистки, что может привести к радиоактивному загрязнению окружающей среды и облучению населения;
заполнение хранилищ твердых РАО производится таким образом, что их автоматизированное извлечение для переработки или захоронения затруднено либо невозможно;
отсутствует оборудование для обращения с высокоактивными твердыми отходами, что не позволяет перевести их в безопасную форму, пригодную для длительного хранения, транспортировки и захоронения.
Газообразны радиоактивные огходы
Некоторые из радионуклидов, образующихся в процессе работы реактора, в условиях высоких температур, находятся в газообразном состоянии. Большая часть из них удерживается внутри конструкции, содержащей топливо, или под оболочкой твэлов Однако в процессе эксплуатации реактора возможно нарушение целостности оболочек, и тогда газообразные продукты деления через микротрещины просачиваются в теплоноситель, воду первого контура, кладку реактор:!, загрязняют производственные помещения и систему вытяжки (в большем масштабе это происходит при извлечении разрушенных твэлов). С помощью системы очистки теплоносителя первого контура продукты деления извлекаются из теплоносителя, проходят сложный процесс обработки (очистки от паров воды, водорода, аэрозолей йода) и после прохождения через системы фильтрон и воздухоочистки, а также выдержки в течение трех месяцев, выбрасываются в окружающую среду через 150-метровую газоотводную трубу, что способствует рассеиванию радиоактивных веществ и уменьшению их концентрации в приземном слое атмосферы. Система выдержки газообразных радиоактивных отходов предназначена для уменьшения их активности (за счет _ роткоживущих радионуклидов): РАО чиваются в специальные стальные i ния — газгольдеры либо пропускашотся< систему радиохроматографической очиеЯШ. Газообразные радиоактивные отходы включают в себя газообразную и, в меньшей степени, аэрозольную фазу выброса АЭС. По активности основными составляющими газообразной фазы являются продукт нейтронной активации аргон-41 и осколочные радионуклиды криптон-85 и ксенон-133, присутствуют также тритий и углерод-14. Радионуклиды йода (в основном йод-131) могут находиться как в виде аэрозоля, так и в газообразной форме. Активность аэрозольной составляющей выброса формируется большей частью продуктами распада крип-тона-85 и ксенона-133: рубидием-88 и цезием-138 (период полураспада 18 мин и 33 мин соответственно).
После выдержки в системе очистки (в течение трех месяцев) активность коротко-живущих радионуклидов значительно снижается. Из продуктов деления в аэрозольной фазе выброса наиболее вероятно наличие йода-131 и церия-144. Количество це-зия-137, стронция-89 и стронция-90 в выбросе незначительно, однако ввиду биологической опасности этих радионуклидов, за их поступлением в окружающую среду установлен постоянный контроль.
Состав среднесуточных выбросов атомных электростанций России (без учета трития) приведен в табл. 2.
Необходимо контролировать также уровень поступления в окружающую среду дол-гоживущих радионуклидов йода-129, крип-тона-85 и трития. Количество йода-129 незначительно (максимальное содержание в выбросе 16,4 % допустимого уровня). В соответствии с расчетами предполагается увеличение количества криптона-85 в мире к 2000 году примерно в 20 раз, его объемная активность в приземном слое достигнет 100 кБк/м3 (при условии равномерного распределения в земной атмосфере). Это приведет к увеличению мощности эквивалентной дозы ионизирующего излучения, получаемой каждым живым организмом, на 0,1 мкЗв/ч. Криптон-85 является также дополнительным источником изменения электропроводности атмосферы в глобальном масштабе. Климатические последствия этого явления изучены недостаточно. Риск глобального изменения биосферы может быть сведен к минимуму внедрением на АЭС уже разработанных технологических систем, способных улавливать этот радионуклид. Тритий поступает в окружающую среду в незначительном количестве, однако обладает свойством накапливаться в ней. Активность трития, поступающего в окружающую среду с газообразными и жидкими радиоактивными отходами АЭС, составляет около 2 Ки на 1 МВт (эл.) в год для реакторов типа ВВЭР и 0,64 Ки на 1 МВт (эл.) в год для реакторов типа РБМК.

"Правовое регулирование обращения с радиоактивными отходами"

Правовое регулирование обращения с радиоактивными отходами
Титова Т.А.

Проблема накопления радиоактивных отходов является одной из наиболее актуальных экологических проблем. Устойчивое развитие РФ, высокое качество жизни и здоровья ее населения, национальная безопасность могут быть обеспечены только при условии сохранения природных систем, недопущения их загрязнения РАО. "Для этого необходимо формировать и последовательно реализовывать единую государственную политику в области экологии, направленную на охрану окружающей среды и рациональное использование природных ресурсов. Сохранение и восстановление природных систем должно быть одним из приоритетных направлений деятельности государства и общества"

Экономическая и политическая ситуация в Российской Федерации, недостатки законодательства об обращении с РАО, дефицит финансирования создают серьезные проблемы в сфере обращения с РАО.

Использование радиоактивных материалов, их получение и обработка неизбежно приводит к образованию и накоплению радиоактивных отходов (РАО). Среди отраслей - основных "поставщиков" РАО следует назвать атомную энергетику, оборонную и военную промышленность, фармацевтику, медицину и добывающие отрасли. Соответственно и законодательство, регулирующее отношения в названных областях, так или иначе затрагивает проблему обращения с РАО.

Наибольшая часть РАО образуется в сфере атомной энергетики в процессе эксплуатации АЭС. Однако объемы хранилищ РАО ограничены, ощущается острая нехватка ресурсов, а состояние ряда из них близко к аварийному. На некоторых АЭС предусмотрены собственные хранилища РАО, однако проектный срок эксплуатации АЭС не превышает 30 лет, а период полураспада РАО составляет десятки тысяч лет

Правовое регулирование обращения с РАО преследует цель предотвращения вредного воздействия на здоровье человека и окружающую природную среду, обеспечение рационального использования природных и материальных ресурсов. Основная регулирующая роль в сфере обращения с РАО в Российской Федерации принадлежит государству. Принимаемые государством правовые нормы создают каркас правового регулирования обращения с РАО, от государственного контроля и обеспечиваемых им гарантий зависит безопасность населения и окружающей среды. Федеральные законы и нормативные правовые акты, принимаемые федеральными органами исполнительной власти, создают необходимую правовую основу для целенаправленной деятельности по организации и контролю за состоянием окружающей среды при обращении с РАО.

Как следует из анализа ст. 71, 72 Конституции Российской Федерации, ключевые вопросы обращения с РАО находятся в ведении Российской Федерации. В частности, в ведении Российской Федерации находятся: принятие и изменение федеральных законов и контроль за их соблюдением, установление основ федеральной политики и федеральные программы в области экологического развития РФ, оборона и безопасность, федеральные энергетические системы, ядерная энергетика, расщепляющиеся материалы, федеральная собственность и управление ею. Однако немаловажные вопросы при обращении с радиоактивными отходами находятся в совместном ведении Российской Федерации и субъектов Федерации. По предметам совместного ведения РФ и ее субъектов, к которым относятся вопросы владения, пользования и распоряжения землей, природными ресурсами, природопользование, охрана окружающей среды и обеспечение экологической безопасности, законодательство о недрах и об охране окружающей среды, осуществление мер по борьбе с катастрофическими, стихийными бедствиями и ликвидация их последствий, издаются федеральные законы и принимаются в соответствии с ними законы и иные нормативные правовые акты субъектов РФ.

В соответствии с п. 4 ст. 15 Конституции РФ общепризнанные принципы и нормы международного права и международные договоры РФ являются составной частью ее правовой системы. Поэтому на систему российского законодательства все более возрастающее влияние оказывает международное законодательство. Значительное влияние на российское законодательство оказали такие документы в области использования атомной энергии, как Венская конвенция о гражданской ответственности за ядерный ущерб 1963 г., Конвенция о физической защите ядерного материала 1980 г., Конвенция об оперативном оповещении о ядерной аварии 1986 г., Конвенция об оказании помощи в случае ядерной аварии или радиационной аварийной ситуации 1987 г., Конвенция о ядерной безопасности 1994 г. Если международным договором РФ установлены иные правила, чем предусмотрено федеральным законом, то применяются правила международного договора.

В области обращения с РАО Российская Федерация руководствуется принципами, заложенными в ратифицированных РФ Конвенции о физической защите ядерного материала (1980), Конвенции об оперативном оповещении о ядерной аварии (1986), Конвенции об оказании помощи в случае ядерной аварии или радиационной аварийной ситуации (1987), Конвенции о ядерной безопасности (1994).

Основное значение при регулировании обращения с РАО имеет федеральное законодательство. В Федеральном законе "Об использовании атомной энергии" <*> впервые на законодательном уровне был определен правовой режим хранения РАО, статус организаций, осуществляющих деятельность в области использования атомной энергии, в том числе эксплуатирующей организации, определены общие условия строительства и эксплуатации объектов, на которых осуществляется обращение с РАО. Статьей 5 указанного Закона установлена федеральная собственность на РАО. Закон регулирует отношения, связанные с обращением с РАО, возникающими в процессе использования атомной энергии, а также отношения по обеспечению физической защиты названных объектов, устанавливает ответственность за причиненный ущерб. Действие этого Закона не распространяется на отношения, возникающие при разработке, изготовлении, испытании, эксплуатации и утилизации ядерного оружия и ядерных энергетических установок военного назначения. Особо следует отметить, что отношения по обращению с РАО, образующимися в результате производства и уничтожения ядерного оружия, до настоящего времени законодательно не урегулированы.

Действующее законодательство об обращении с РАО, к сожалению, не обеспечивает четкого и комплексного регулирования, нормы носят разрозненный и противоречивый характер, чем создаются условия для совершения правонарушений. Невнимание к этой проблеме может повлечь за собой необратимые негативные изменения для окружающей среды и человечества. Обеспечение же безопасности при обращении с радиоактивными веществами, РАО и ядерными материалами входит в число приоритетных направлений деятельности российского государства по обеспечению экологической безопасности РФ.

Обращение с РАО характеризуется такими основными чертами, как особая опасность свойств РАО, необходимость повышенной ответственности всех участников отношений по обращению с РАО, наличие специальных требований к субъектам данных отношений, капиталоемкость и наукоемкость операций по обращению с РАО, необходимость постоянного развития уровня используемых технических средств и технологий, ограниченность ресурсов - как самих радиоактивных материалов, так и мест для утилизации и захоронения РАО, проведение обязательной экологической экспертизы. Поэтому необходимо последовательное развитие системы обращения с РАО и четкого правового регулирования обращения с РАО, способного надлежаще обеспечить безопасное обращение с РАО и гарантировать соблюдение экологических прав граждан и интересов РФ. Необходимым условием для этого является усиление государственного контроля за обращением с РАО, обеспечение защиты конституционных права граждан на благоприятную окружающую среду, права на достоверную информацию о состоянии окружающей среды; усиление юридической ответственности за совершение правонарушений в сфере обращения с РАО, принятие превентивных мер по недопущению загрязнения окружающей среды и обеспечение возмещения фактически причиненного ущерба.

К настоящему времени в России накоплен массив нормативно-правовых актов, регулирующих отношения по обращению с радиоактивными отходами. Тем не менее в правовом регулировании указанных отношений существуют определенные пробелы. Правовому регулированию обращения с РАО не посвящались комплексные монографические исследования . Однако в отдельных статьях и учебниках безопасность обращения с РАО рассматривается в сфере использования атомной энергии и охраны здоровья персонала АЭС и окружающей среды: ".в административном праве эти отношения рассматриваются как институт государственного управления в области обращения с отходами, не затрагивая вопросов организации обращения с РАО..." . Степень изученности вопросов правового регулирования обращения с РАО в отечественной науке в настоящее время представляется явно недостаточной, количество научных работ по этой тематике неоправданно мало, что связано прежде всего как со сложностью самого процесса обращения с РАО и динамикой интеграционных процессов, так и с неоднородностью правового регулирования обращения с РАО в РФ, пробелами в законодательстве. В существующих научных исследованиях раскрывается и подчеркивается значение правового обеспечения реформирования названных отношений, укрепления законности и правопорядка, защиты прав и свобод граждан. В связи с этим особую актуальность приобретают исследования, направленные на выявление недостатков в правовом регулировании обращения с РАО в РФ и выработку способов их устранения.

Большое значение в регулировании отношений по обращению с РАО имеет принятие в 1995 г. Федерального закона "Об использовании атомной энергии". Действовавшие до этого Законы "Об охране окружающей природной среды", "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" носили рамочный характер, регулировали отдельные аспекты использования атомной энергии, а основным источником права в этой сфере были подзаконные нормативные правовые акты. Впервые на законодательном уровне был определен правовой режим хранения РАО, закреплено правовое положение организаций, осуществляющих деятельность в области использования атомной энергии, в том числе эксплуатирующей организации, были определены общие условия строительства и эксплуатации объектов с ядерными установками. В предмет регулирования вошли отношения, связанные с обращением с РАО, обеспечением физической защиты данных объектов, установлением ответственности за причиненный ущерб. Действие Закона распространяется на все отношения, возникающие при использовании атомной энергии, за исключением деятельности, связанной с разработкой, изготовлением, испытанием, эксплуатацией и утилизацией ядерного оружия и ядерных энергетических установок военного назначения. Следует отметить, что в настоящее время законодательно не урегулированными остаются отношения по обращению с РАО, образующимися в результате производства и уничтожения ядерного оружия и ядерных энергетических установок военного назначения. Развитие положений Федерального закона "Об использовании атомной энергии" получило в Федеральных законах "Об экологической экспертизе", "О радиационной безопасности населения", "О финансировании особо радиационно-опасных и ядерно опасных производств и объектов" и др. Однако, несмотря на принятие названных законов, проблема обращения с радиоактивными отходами остается до конца не решенной.

В целях повышения эффективности государственного экологического контроля за обращением с РАО в период 1991 - 1997 гг. было издано распоряжение Президента РСФСР от 2 ноября 1991 г. N 70-рп "О неотложных мерах по обеспечению радиационной безопасности на территории РСФСР". Были приняты Постановление Правительства РФ "Об утверждении Положения о порядке осуществления государственного контроля за использованием и охраной земель", Постановление Правительства РФ "О мерах по комплексному решению проблемы обращения с радиоактивными отходами и прекращении захоронения их в морях" Постановление Правительства РФ "О специально уполномоченных государственных органах РФ в области охраны окружающей природной среды" , Постановление Правительства РФ "О государственном регулировании и контроле трансграничных перевозок опасных отходов" утвержден Перечень опасных отходов, импорт (транзит) которых на территорию РФ запрещается, а экспорт подлежит государственному контролю.

К сожалению, значительная часть этих документов носила рамочный и отсылочных характер, ряд перечисленных документов утратил силу в связи с принятием Постановления Правительства РФ от 19 ноября 2002 г. N 833 "О государственном земельном контроле" и Постановления Правительства РФ от 17 июля 2003 г. N 442 "О трансграничном перемещении отходов". Однако и в настоящий момент функции контроля за состоянием окружающей среды и источниками вредного воздействия РАО распределены между различными органами государственной власти, что ведет к снижению эффективности контроля. Ни одна из существующих систем и служб наблюдения и контроля за состоянием окружающей природной среды и условиями обращения с РАО не ориентирована на комплексную оценку состояния окружающей среды, здоровья людей, информационную поддержку. Вызывает интерес создание Единой государственной системы экологического мониторинга (ЕГСЭМ) , которая в полной мере еще не реализована. Отмечая большой объем работ по созданию ЕГСЭМ, к основным недостаткам следует отнести отсутствие предусмотренного законодательством, но не функционирующего Федерального информационно-аналитического центра экологического мониторинга.

В России продолжается строительство новых АЭС, ведется работа по переработке иностранного ОЯТ, число накапливаемых на территории Российской Федерации РАО стремительно растет. Это стимулирует дальнейшее развитие работы по совершенствованию законодательства об обращении с РАО.

Постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор) от 19 октября 2004 г. в развитие положений ст. 48 Федерального закона "Об использовании атомной энергии" утверждены и введены в действие с 5 января 2005 г. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Захоронение радиоактивных отходов. Принципы, критерии и основные требования безопасности" (НП-055-04), СанПиН 2.6.1.07-03 "Гигиенические требования к проектированию предприятий и установок атомной промышленности (СПП ПУАП-03)". Названные Правила представляют собой структурированный документ, устанавливающий более жесткие требования к захоронению и классификации РАО. Однако механизм привлечения к ответственности за их нарушение законодательно не проработан.

Развитие законодательства РФ об обращении с РАО выглядит достаточно противоречиво: с одной стороны, ужесточаются требования к безопасности всех видов обращения с РАО и защите окружающей среды от их вредного воздействия, с другой стороны, активно принимаются нормативно-правовые акты, направленные на интенсивное развитие атомной энергетики, следствием которой является дальнейшее накопление РАО.

В Энергетической стратегии РФ указывается на дальнейшее развитие атомной энергетики, увеличение ее финансирования. Развитие законодательства о безопасном обращении с РАО должно быть тесно увязано с ускорением темпов роста атомной энергетики, строительством новых АЭС, развитием технологий переработки облученного ядерного топлива других государств и, как следствие, увеличением количества находящихся на территории РФ РАО. При этом, например, Мурманская область по насыщенности РАО на душу населения является уникальным в мире регионом, где сконцентрировано около 28 тыс. кубометров РАО. Сохраняется дефицит бюджетного финансирования мероприятий по обеспечению безопасного обращения с РАО и реабилитации загрязненных РАО территорий.

Дополнительному накоплению РАО на территории РФ способствовало и принятие Постановления Правительства РФ от 11 июля 2003 г. N 418 , утвердившего Положение о ввозе в Российскую Федерацию облученных тепловыделяющих сборок ядерных реакторов, устанавливающее порядок ввоза в РФ облученных тепловыделяющих сборок ядерных реакторов, а также возврата облученных тепловыделяющих сборок или продуктов их переработки (включая РАО) в государство поставщика, как того требуют положения п. 4 ст. 48 Федерального закона "Об охране окружающей среды".

Современное законодательство об обращении с РАО включает в себя устойчивую, однородную группу юридических норм, закрепленных в нормативных правовых актах об использовании атомной энергии, о санитарно-эпидемиологическом благополучии населения, земельном законодательстве и законодательстве о недрах. Законодательство об обращении с РАО регулирует общественные отношения по безопасному обращению с РАО, рациональному использованию радиоактивных материалов и охране окружающей среды и здоровья населения от вредного воздействия РАО.

Обращение с РАО относится к деятельности в сфере использования атомной энергии и охраны окружающей среды. Ряд исследователей <*> считает, что реализованное право использования атомной энергии в РФ сформировало атомное право. Это право выражено и регулируется специальной группой нормативно-правовых актов, относящихся к экологическому праву, поскольку они обеспечивают охрану окружающей среды от негативного воздействия источников ионизирующего излучения . В то же время атомное законодательство регулирует отношения, связанные с развитием атомной энергетики, включая административные, гражданские, трудовые и иные общественные отношения, складывающиеся в данной отрасли экономики.

Поэтому представляется, что лишь в части образования, хранения, переработки, транспортировки и иных видов обращения с РАО, полученными в результате деятельности атомной энергетики, нормы атомного права можно включить в систему экологического права.

Следует отметить, что атомное законодательство как самостоятельная отрасль официально не признано: в Общеправовом классификаторе отраслей законодательства использование атомной энергии было отнесено к законодательству о промышленности. В свою очередь, законодательство о захоронении РАО отнесено к законодательству об охране окружающей среды.

В действующем классификаторе правовых актов особо выделены "Использование атомной энергии. Захоронение РАО и радиоактивных материалов" (код 090.030.000) и "Радиационная безопасность" (код 160.040.070) как подраздел "Безопасность общества" (код 160.040.000)

Анализ нормативных правовых актов РФ, содержащих правила об обращении с РАО, позволяет выделить в качестве источников экологического права в части данного комплексного института: законодательство, обеспечивающее безопасное обращения с РАО; санитарное законодательство, обеспечивающее охрану здоровья населения и окружающую среду от вредного воздействия РАО; законодательство, обеспечивающее безопасное использование атомной энергии и обращение с РАО; законодательство, обеспечивающее пожарную и техническую безопасность на объектах обращения с РАО; градостроительное законодательство, обеспечивающее радиационную безопасность при застройке поселений, производственной и социальной инфраструктуры от влияния радиоактивных отходов.

Система источников, регулирующих отношения по обращению с РАО, включает международные конвенции и договоры, ратифицированные СССР и Российской Федерацией, федеральные законы РФ, указы Президента РФ, постановления Правительства РФ, нормативно-правовые акты субъектов Федерации, принятые в пределах их компетенции, а также нормативно-технические и ведомственные акты. Однако некоторыми исследователями эти источники делятся на две взаимосвязанные группы: международные договоры РФ и законодательство РФ об обращении с РАО в широком смысле

Действующее законодательство об обращении с РАО не лишено недостатков. В ст. 22 Федерального закона "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" N 52-ФЗ от 30 марта 1999 г. отсутствуют определения терминов "отходы", "радиоактивные вещества", "ядерное топливо" и "обращение" с ними, а приводятся лишь отдельные требования к некоторым видам деятельности по обращению с опасными отходами. Некоторые определения терминов, относящиеся к РАО, раскрываются в Федеральных законах "Об использовании атомной энергии" и "О радиационной безопасности населения", где даны понятия: "радиационные источники", "радиоактивные материалы", "радиоактивные отходы", "облученные тепловыделяющие сборки", а также объекты отношений и виды деятельности по обращению с РАО.

Однако и в этих Законах РАО не классифицированы, четко не установлены режим объектов размещения РАО, порядок выделения земель под объекты хранения радиоактивных отходов. Эти вопросы лишь частично урегулированы на уровне нормативных правовых актов. Например, Постановлением Правительства РФ от 22 декабря 2004 г. <*> N 827 утверждено Положение о рассмотрении заявок на получение права пользования недрами для целей захоронения радиоактивных, токсичных и иных опасных отходов в глубоких горизонтах, обеспечивающих локализацию таких отходов.

Как очевидно из вышеизложенного, на уровне федерального закона отношения в области обращения с РАО урегулированы лишь применительно к атомной энергетике, что и рассматривается в настоящей статье. Однако, как уже было отмечено выше, РАО образуются не только в процессе использования атомной энергии.

Требования к обращению с РАО в совокупности определяются конкретными видами деятельности, где должны учитываться интересы охраны здоровья населения, окружающей среды и рационального использования природных ресурсов. Указанные требования распространяются на отношения по размещению и оборудованию пунктов хранения и захоронения РАО, к сбору, временному хранению и удалению РАО из эксплуатирующих организаций (учреждений), к транспортированию РАО, к лицензированию всех видов деятельности по обращению с РАО, к нормированию, государственному учету и отчетности в области обращения с РАО.

Постановлением Правительства РФ от 14 марта 1997 г. N 306 утверждены Правила принятия решений о размещении и сооружении ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения, по которым пункты хранения РАО разделяются на объекты федерального значения, находящиеся в федеральной собственности, объекты регионального значения и объекты местного значения. Для организации размещения пунктов хранения РАО необходимы: акт выбора земельного участка под пункт хранения РАО; надлежащим образом оформленное решение об отводе земли для объекта размещения РАО; согласование акта выбора участка и отвода земли в установленном законодательством порядке; план места расположения пункта хранения РАО; характеристика и состав сооружений и установок пункта хранения РАО. Характеристика любого пункта хранения РАО должна содержать местоположение, наименование и присвоенный номер; наличие обосновывающих документов на размещение пункта хранения РАО, включая и решение соответствующих органов власти о месте размещения; срок эксплуатации пункта хранения РАО, занимаемая площадь и вместимость отходов на данном пункте хранения; вид размещаемых РАО по разработанной классификации их опасности, периодичность и объем поступающих отходов; режим (виды технологий) эксплуатации объекта размещения; систему защиты окружающей среды от ионизирующего воздействия пункта хранения радиоактивных отходов.

Нормы и правила по размещению РАО устанавливаются в целях контроля за количеством и видами отходов в пунктах хранения размещения отходов с учетом оценки совокупности данных о радиационной обстановке на конкретной территории. Действующим законодательством прямо не предусмотрено обязательное ведение государственного кадастра радиоактивных веществ и их отходов, однако, учитывая специфику рассматриваемых отношений, ведение такого кадастра представляется целесообразным. Необходимость этого отмечена и в действующей Энергетической стратегии РФ. Необходимость ведения государственного кадастра РАО обусловлена и требованиями по организации государственного учета и контроля радиоактивных веществ и РАО, такое требование установлено ст. 22 Федерального закона "Об использовании атомной энергии".

Государственный кадастр РАО должен в себя включать: федеральный классификационный каталог РАО и облученного ядерного топлива; банк данных о РАО; государственный реестр пунктов хранения РАО и организаций, осуществляющих обращение с РАО; банк данных о технологиях обезвреживания, переработки, хранения и захоронения РАО. В соответствии со ст. 48 Федерального закона "Об охране окружающей среды", установившей требования в области охраны окружающей среды при использовании радиоактивных веществ и ядерных материалов, юридические и физические лица обязаны соблюдать правила производства, хранения, транспортировки, применения, захоронения РАО, не допускать превышение установленных предельно допустимых нормативов ионизирующего излучения, а в случае их превышения немедленно информировать органы исполнительной власти в области обеспечения радиационной безопасности о повышенных уровнях радиации, опасных для окружающей среды и здоровья человека, принимать меры по ликвидации очагов радиационного загрязнения. Лица, не обеспечивающие соблюдения правил обращения с РАО, несут ответственность в соответствии с законодательством РФ. Ввоз в Российскую Федерацию РАО из иностранных государств в целях их временного хранения или захоронения, а также затопление, отправка в целях захоронения в космическое пространство РАО и ядерных материалов запрещаются, кроме случаев, прямо установленных федеральным законом. Ввоз в РФ из иностранных государств облученных тепловыделяющих сборок ядерных реакторов для осуществления временного технологического хранения и (или) их переработки разрешается в случае, если проведены государственная экологическая экспертиза и иные государственные экспертизы соответствующего проекта, предусмотренные законодательством РФ, обоснованы общее снижение риска радиационного воздействия и повышение уровня экологической безопасности. При этом ввоз в РФ облученных тепловыделяющих сборок ядерных реакторов осуществляется на основе международных договоров РФ.

Порядок ввоза в РФ облученных тепловыделяющих сборок ядерных реакторов устанавливается Правительством РФ, исходя из основных принципов обеспечения нераспространения ядерного оружия, охраны окружающей среды и экономических интересов РФ. Пункт 4 ст. 48 Федерального закона "Об охране окружающей среды" устанавливает приоритетность права возвратить образовавшиеся после переработки РАО в государство происхождения ядерных материалов или обеспечить их возвращение.

Запрещается ввоз на территорию РФ РАО, однако разрешен ввоз иностранных тепловыделяющих сборок для переработки, в результате которой неизбежно образуются РАО. Государство, чьи сборки были переработаны, обязано забрать свои РАО. При этом ст. 27 Кодекса поведения по обеспечению безопасности и сохранности радиоактивных источников, одобренного Советом управляющих Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) 8 сентября 2003 г., привязывает необходимость возвращения РАО к согласию государства на их возвращение. Негативным фактором являются различия в имеющихся в законодательстве различных стран определениях и классификациях РАО, тепловыделяющих сборок и радиоактивных веществ. Отсутствие в РФ закрепленных на законодательном уровне критериев отнесения радиоактивных источников к РАО или сборкам (в РФ эту классификацию осуществляют сами уполномоченные хозяйствующие субъекты, обладающие соответствующей лицензией) приводит к различного рода злоупотреблениям, ввозу в РФ РАО под видом облученных тепловыделяющих.

Федеральным законом "Об использовании атомной энергии" устанавливается система государственного управления в области использования атомной энергии и отдельно система государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии. Формирование этих двух блоков государственного управления соответствует международному принципу самостоятельности, независимости и ответственности органов государственного управления в сфере использования атомной энергии и органов государственного надзора за безопасностью использования атомной энергии. Однако в процессе взаимодействия между этими органами возникают разногласия из-за недостаточно четкого определения их компетенции и механизма взаимодействия.

Проведенная в марте 2004 г. административная реформа изменила систему государственного управления обращением с РАО. В этой системе функции государственного управления, связанные с регулированием обращения с РАО, распределены между различного уровня ведомствами и осуществлено четкое разделение хозяйствующих и контролирующих субъектов.

В соответствии с Постановлением Правительства РФ от 28 июня 2004 г. N 316 <*> Федеральное агентство по атомной энергии (Росатом) является уполномоченным федеральным органом исполнительной власти, осуществляющим функции по проведению государственной политики, нормативно-правовому регулированию, оказанию государственных услуг и управлению государственным имуществом в сфере использования атомной энергии, развития и безопасного функционирования атомной энергетики, ядерного оружейного комплекса, ядерно-топливного цикла, атомной науки и техники, ядерной и радиационной безопасности, нераспространения ядерных материалов и технологий, а также международное сотрудничество в этой сфере.

Росатом является органом государственного управления использованием атомной энергии, государственным компетентным органом по ядерной и радиационной безопасности при перевозках ядерных материалов, радиоактивных веществ и изделий из них, центральным государственным органом и пунктом связи в соответствии с международной Конвенцией о физической защите ядерного материала и национальным компетентным органом по выполнению обязательств РФ в области обеспечения физической защиты ядерного материала в Международном агентстве по атомной энергии и других международных организациях.

Росатом осуществляет свою деятельность во взаимодействии с другими федеральными органами исполнительной власти, органами исполнительной власти субъектов РФ, органами местного самоуправления, общественными объединениями и иными организациями. Признание законодателем необходимости тщательного регулирования обращения с РАО нашло свое отражение в Постановлении Правительства РФ от 11 октября 1997 г., которым были утверждены принципы организации системы государственного учета и контроля радиоактивных веществ и РАО, также важным компонентом является оформление радиационно-гигиенических паспортов организаций и территорий, правила разработки и типовые формы которых утверждены Постановлением Правительства РФ от 28 января 1997 г. N 93. Были также установлены требования к объектам производства и размещения радиоактивных отходов. Кроме того, Правительством РФ принят ряд комплексных федеральных целевых программ: "Радиационная безопасность России на 2000 - 2006 годы", "Переработка и утилизация металлических радиоактивных отходов", Программа развития атомной энергетики РФ на 1998 - 2005 гг. и на период до 2010 г. Программы предусматривают различные источники финансирования, комплекс задач и их исполнителей, сроки исполнения этапов, что реализует комплексный подход к безопасному обращению с РАО. Программы являются важным инструментом обеспечения исполнения политики государства, требований, целей и задач, заложенных в федеральных законах. Кроме того, действуют специальные подпрограммы, направленные на оптимизацию федеральных целевых программ, обращения с РАО, уточняющие и конкретизирующие названные федеральные программы , методическое обеспечение деятельности по защите населения и реабилитации территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению, и др. Например, такие подпрограммы, как: "Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение", "Организация системы государственного учета и контроля ядерных материалов и системы государственного учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов".

Нормы, правила, стандарты, положения общегосударственного значения, документы, регламентирующие основные дозовые пределы и допустимые уровни облучения, большая часть которых принята в период существования СССР, направлены на обеспечение безопасного обращения с радиоактивными отходами. В этих документах конкретизированы положения действующих федеральных законов с учетом современного уровня развития науки и техники и условий эксплуатации объектов по обращению с РАО. Правила обращения с РАО подробно изложены в нормативно-технической документации и подзаконных нормативно-правовых актах, разработаны санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО), соблюдение которых обязательно для всех организаций, осуществляющих транспортирование, переработку, хранение и захоронение РАО.

Обращение с РАО АЭС регламентируется Санитарными правилами. При эксплуатации транспортных средств для перевозки РАО юридические лица руководствуются Правилами безопасного транспортирования радиоактивных веществ.

Указом Президента РФ от 4 декабря 2003 г. были утверждены Основы государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности РФ на период до 2010 г. и дальнейшую перспективу. Указ определяет цель, приоритетные направления и задачи государственной политики в области обеспечения радиационной безопасности РФ, направления программно-целевого планирования и управления в этой области. Указ закрепляет основные принципы государственной политики в области обращения с РАО, централизованное государственное управление радиационно-опасными объектами и контроль, рациональное сочетание федеральных и региональных интересов с обеспечением приоритета федеральных интересов при решении вопросов обеспечения радиационной безопасности; соблюдение баланса интересов государства, прав и охраняемых законом интересов граждан и организаций, персонификацию ответственности должностных лиц и др. Основами подчеркнуто, что для решения задач по совершенствованию государственного управления, координации и контроля в области обеспечения безопасности при обращении с РАО необходимо усилить роль государственного управления и контроля в данной сфере, разработать проекты федеральных законов о радиационной безопасности и обращении с РАО и обеспечить их надлежащее финансирование. Запланированные в Основах мероприятия, утвержденные Указом, постепенно реализуются.

Технические и ведомственные нормы обращения с РАО обладают важной особенностью: нормы применяются для обеспечения безопасности в условиях воздействия ионизирующего излучения любого происхождения и являются общеобязательными, представляя собой документ, детализирующий требования Федерального закона "О радиационной безопасности населения".

Названные нормы распространяются и на такие виды воздействия, как излучение в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников, излучение в результате радиационной аварии, при медицинском облучении, излучение от природных источников. Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения и имеют свои особенности. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.

В последние годы в России происходят существенные изменения в законодательстве об обращении с РАО.

Однако в сфере мирного использования атомной энергии и обращения с РАО остается ряд проблем, требующих законодательного урегулирования. Разрабатывается проект федерального закона о перераспределении функций по лицензированию видов деятельности в области использования атомной энергии между федеральными органами исполнительной власти, осуществляющими управление использованием атомной энергии, и федеральными органами исполнительной власти, осуществляющими государственное регулирование безопасности при использовании атомной энергии. Законопроект позволит урегулировать коллизию двух Федеральных законов: Закона "Об использовании атомной энергии" и Закона "О лицензировании отдельных видов деятельности". В Федеральном законе "Об использовании атомной энергии" содержится отсылочная норма, согласно которой Перечень лицензируемых видов деятельности в области использования атомной энергии утверждается Правительством РФ, исчерпывающий же перечень видов деятельности, на осуществление которой в РФ требуется получение лицензии, содержит Федеральный закон "О лицензировании отдельных видов деятельности" от 25 сентября 1998 г. N 158-ФЗ, который может быть дополнен лишь федеральным законом.

Следует также четко определить понятие РАО и их отличие от радиоактивных материалов, отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и тепловыделяющих сборок. Это необходимо для понимания правовой природы обращения с РАО как объекта правового регулирования. К сожалению, нередко допускается смещение и подмена этих понятий.

Под радиоактивными отходами в соответствии со ст. 3 Федерального закона РФ от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" понимаются ядерные материалы и радиоактивные вещества, дальнейшее использование которых не предусматривается.

Не вызывает сомнений тот факт, что классификация РАО необходима при разработке правил обращения с различного вида РАО, санитарных правил, норм радиационной безопасности и т.п. В законодательстве пока отсутствует целостная и четкая классификации радиоактивных отходов, критериев отнесения тех или иных материалов к РАО, их носителей и обращения с ними, отсутствует ответственность за их ненадлежащую классификацию. В Законах "Об использовании атомной энергии" и "О радиационной безопасности населения" классификации РАО не уделено должного внимания, законодатель просто использует термин "радиоактивные отходы". РАО подлежат обязательной радиационно-гигиенической паспортизации, удостоверяющей принадлежность этих отходов к соответствующему виду и классу опасности.

В понятие РАО не входят тепловыделяющие сборки ядерного реактора, однако эти понятия в обыденном употреблении часто смешиваются. Тепловыделяющей сборкой ядерного реактора является машиностроительное изделие, содержащее ядерные материалы и предназначенное для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции. В свою очередь, облученные тепловыделяющие сборки ядерного реактора - это облученные в ядерном реакторе и извлеченные из него тепловыделяющие сборки, содержащие облученное ядерное топливо (ОЯТ). Существуют отличия между понятием ядерных материалов и понятием радиоактивных веществ. Под ядерными материалами понимаются материалы, содержащие или способные воспроизвести делящиеся (расщепляющиеся) ядерные вещества; под радиоактивными веществами - не относящиеся к ядерным материалам вещества, испускающие ионизирующее излучение. Отнесение вещества к одной из перечисленных категорий определяется эксплуатирующей организацией и документально фиксируется. С одной стороны, это логично: кто использует в своей непосредственной работе тот или иной материал, лучше понимает его принадлежность и хозяйственную ценность. С другой стороны, это может привести к злоупотреблениям - торговле ценными материалами, складированию и захоронению РАО под видом менее опасных отходов и др.

Таким образом, обращение с РАО включает в себя: производство, хранение, ввоз на территорию РФ, транспортировку по территории РФ, вывоз с территории РФ, применение, захоронение и утилизацию РАО. При этом ни в законодательстве, ни в научных работах не раскрыты и не исследованы такие понятия, как "торговля РАО", "залог РАО", "арест" и "запрет на осуществление деятельности по обращению с РАО", соотношение понятий "переработка РАО" и "применение РАО". Следует привести российское законодательство в соответствие с международными нормами и требованиями, поскольку различия в классификации и терминологии приводят к образованию пробелов в законодательстве, отсутствию надлежащего регулирования обращения с РАО, а также к ввозу на территорию РФ РАО под видом ОЯТ.

Следует отметить, что принятое в международном праве понятие РАО значительно шире российского. В соответствии со ст. 2 Объединенной конвенции о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами от 5 сентября 1997 г. обращение с РАО означает "все виды деятельности, включая деятельность, связанную со снятием с эксплуатации, которая имеет отношение к физическому манипулированию, предварительной обработке, обработке, кондиционированию, хранению или захоронению РАО, за исключением перевозки за пределами площадки. Оно может также быть связано со сбросами". Одни и те же цели безопасности применимы к обращению как с отработавшим топливом, так и с радиоактивными отходами. Тем самым они объединены, в России же - законодательно разделены. Разница в терминологии позволяет ввозить на территорию РФ материалы, расцениваемые с точки зрения российского законодательства как ядерное топливо, а с точки зрения международного законодательства - как РАО. Учитывая, что решение о принадлежности материалов к РАО и их классификации принимает эксплуатирующая организация, существует вероятность умышленного искажения фактических данных с целью получения дополнительной прибыли от захоронения иностранных РАО, что может повлечь существенные негативные последствия для окружающей среды и интересов РФ. Нормативно-правовые акты, регулирующие обращение с РАО, имеют достаточно разрозненный характер, не имеют внутренней согласованности, в связи с чем представляется целесообразной их кодификация.

Росатомом проводился анализ зарубежного опыта, действующего российского законодательства и научно-технических нормативов, регламентирующих вопросы управления и финансирования мероприятий экологической безопасности в сфере обращения с РАО. По итогам этой работы были разработаны Концепция и текст Законопроекта "Об обращении с радиоактивными отходами". Проект определяет правовые основы деятельности при обращении с РАО, их классификацию и параметры классификации, устанавливает систему государственного регулирования обращения с РАО, устанавливает принципы и основы обращения с РАО на территории РФ, вводит понятие незаконного оборота РАО, регламентирует отношения, возникающие в связи со сбором РАО, их временным хранением и передачей в специализированные организации, с переработкой, транспортированием, хранением, захоронением РАО, разработкой технологий, проектированием, строительством, реконструкцией, вводом в эксплуатацию, эксплуатацией, консервацией объектов по обращению с РАО, с осуществлением радиационного контроля и контроля за состоянием окружающей среды, выбором мест размещения хранилищ РАО и отводом участков недр для размещения хранилищ. На данный проект Федерального закона было наложено вето Президента РФ.

Одним из важных вопросов является упорядочение законодательства об обращении РАО путем его кодификации. Основным направлением развития могла бы стать разработка специального закона об обращении с радиоактивными материалами и их отходами, комплексно регулирующего ввоз и вывоз с территории РФ РАО, транспортировку по территории РФ, производство, переработку, хранение, утилизацию и захоронение РАО, ответственность за нарушение порядка обращения с РАО и причиненный ущерб, обязательное страхование ответственности участников названных отношений. Это позволило бы оптимизировать сферу регулирования указанных отношений за счет детального регулирования обращения с РАО, а также отношений по рациональному использованию недр в рассматриваемых целях; персонифицировать ответственность должностных лиц; усилить государственный контроль в сфере обращения с РАО; повысить роль экологической экспертизы соответствующих программ и проектов. Не менее важно урегулировать отношения по порядку создания, деятельности и ликвидации специализированных предприятий и научно-исследовательских институтов, перехода прав пользования объектами размещения РАО от одного субъекта к другому, четко урегулировать режим имущества специализированного предприятия, порядок его реорганизации, отчуждения, залога. Следует детально урегулировать всю сферу отношений системы конкурсов на получение соответствующих лицензий и разрешений, включая определение видов и условий конкурсов, подготовку материалов, порядок предоставления и рассмотрения заявок, а также определить задачи и полномочия конкурсных комиссий, порядок их формирования, проведение экологической экспертизы.

Из анализа вышеизложенного следует, что законодательство РФ об обращении с РАО находится в стадии формирования. Его эффективности, необходимости восполнения пробелов уделяется все возрастающее внимание, что подтверждается установленными в основах политики и стратегии России принципами, целями, задачами <*>. Представляется необходимым дальнейшее развитие законодательства об обращении с РАО как комплексной, непротиворечивой, ясной и открытой системы, обеспечивающей как государственные интересы Российской Федерации, так и права и свободы граждан.

Обобщая исследования нормативной базы, определения и классификацию РАО, а также видов обращения с ними можно сделать следующие выводы.

1. Отношения по обращению с РАО динамично развиваются, увеличиваются темпы накопления РАО, увеличиваются масштабы и объемы деятельности, связанной с обращением с РАО, как в экономическом, так и в правовом направлении.

2. Действующее законодательство об обращении с РАО недостаточно полно определяет полномочия субъектов права, объектов их размещения, классификацию РАО и виды обращения с РАО, организацию государственного учета и отчетности об использовании РАО. В действующем законодательстве без разъяснения используются понятия безопасности - ядерной, экологической, пожарной, технической, отсутствуют понятия оборота РАО, критерии отнесения веществ к РАО и их классификации. Вследствие этого в практической деятельности и научных работах, нормативно-технической документации по охране окружающей среды по-разному представляются объекты правового регулирования, объекты охраны, режим РАО и объекты их размещения.

3. Правовые нормы, регулирующие общественные отношения в сфере обращения с РАО, находятся в тесном взаимодействии между собой, несут в себе комплекс специфических черт - по объекту и субъектам, по способам воздействия на общественные отношения по обращению с РАО. Отношения по обращению с РАО относительно самостоятельны и носят комплексный характер. Исходя из классификации РАО, устанавливается режим пунктов хранения и размещения РАО и других видов обращения с РАО. Из этого следует, что отношения по обращению с РАО, хозяйствование на объектах их размещения являются объектами обособленных правоотношений.

4. Правовое регулирование в области обращения с РАО осуществляется в рамках большого количества законов и подзаконных актов фрагментарно применительно к отдельным аспектам хозяйственной и иной деятельности на основе целей и принципов соответствующих отраслей законодательства. Учитывая, что объектом регулируемых отношений выступают РАО как особый материальный объект, регулирование этих отношений должно строиться на основе единого подхода, единых принципов и целей. Эта задача наилучшим образом будет обеспечена путем кодификации законодательства и принятия Федерального закона "Об обращении с радиоактивными отходами".
Источник: Журнал "Энергетическое право", 2006, №1

Новый закон Российской Федерации об обращении с радиоактивными отходами. Краткая история создания
• Радиоактивные отходы
Комментарии и краткая история создания закона

В 2008 году федеральным агентством по атомной энергии «Росатом» был обнародован законопроект «Об обращении с радиоактивными отходами». Это одна из первых попыток со стороны органа государственного управления организовать широкое обсуждение важного закона в области использования атомной энергии.
В действующем законодательстве сфера обращения с радиоактивными отходами не урегулирована должным образом. В российской правовой системе нет отдельного закона, регулирующего отношения в данной сфере.
Попытки создания комплексного законодательного акта, регулирующего обращение с радиоактивными отходами в России, предпринимались начиная с 1992 года. В 1995 году был разработан проект федерального закона «О государственной политике в области обращения с радиоактивными отходами», однако Совет Федерации Федерального Собрания РФ своим постановлением отклонил указанный законопроект. Была создана согласительная комиссия, в состав которой от Совета Федерации Федерального Собрания РФ вошли В.Н. Расторгуев, Я.Н. Шойхет.
После внесения определенных поправок в этот законопроект у него изменилось название на следующее − «Об обращении с радиоактивными отходами», данная редакция была принята двумя палатами Федерального Собрания РФ и поступила на подпись Президенту РФ. Однако Президент РФ отклонил законопроект и отправил его на доработку. В результате в 2001 году указанный законопроект был снят с дальнейшего рассмотрения Государственной Думой РФ.
Новый законопроект достаточно радикально отличается от предыдущих редакций. Основные положения сводятся к следующему.
В законопроекте предлагается расширенная система категорирования радиоактивных отходов (далее, РАО). Указанные вещества делятся на различные виды исходя из физического состояния, технологических особенностей, степени опасности и др. Среди критериев разграничения авторами законопроекта выделяется такой как – время образования и ответственность государства.
Предлагается разделить все РАО на накопленные и эксплуатационные (ст. 2 законопроекта).
К первой группе относятся:
• радиоактивные отходы, образовавшиеся в результате осуществления оборонных и гражданских программ на территории Российской Федерации до вступления в силу закона;
• радиоактивные отходы, образующиеся при выводе из эксплуатации остановленных объектов использования атомной энергии, в случае если финансирование деятельности по выводу из эксплуатации этих объектов не обеспечено средствами соответствующего специального фонда;
• радиоактивные отходы, образующиеся при обращении с накопленным до определенного нормативными правовыми актами Российской Федерации момента времени отработавшим ядерным топливом;
• радиоактивные отходы, образующиеся при обращении с накопленными радиоактивными отходами (вторичные радиоактивные отходы).
Всю финансовую ответственность по обращению с накопленными РАО согласно положениям законопроекта несет государство (ст. 23 Законопроекта).
Таким образом, почти все существующие в Российской Федерации РАО являются накопленными и их обращение должно осуществляться за счет налогоплательщиков.
Эксплутационные РАО это те отходы, которые будут образовываться в дальнейшем после вступления законом в силу и накопления достаточных финансовых средств для их безопасного обращения. Причем этот момент времени точно законопроектом не определятся и будет установлен в будущем Правительством РФ (п. 5 ст. 33 законопроекта).
В законопроекте прослеживается реализация принципа окончательного захоронения. При этом предполагается осуществить окончательное захоронение высокоактивных долгоживущих радиоактивных отходов в глубоких геологических формациях (ст. 30 законопроекта).
Окончательное захоронение среднеактивных и низкоактивных радиоактивных отходов может осуществляться в объектах окончательной изоляции (захоронения) приповерхностного типа.
В законопроекте почти не содержатся запретительные категории, как, например, в федеральном законе «Об охране окружающей среды» (установлен прямой запрет на захоронение РАО в компонентах природной среды). Так, в законопроекте прослеживается принцип рекомендаций при обращении с РАО на всех этапах обращения. Например, устанавливается, что методы обращения, включая окончательную изоляцию (захоронение) с жидкими и газообразными радиоактивными отходами должны выбираться с учетом экономических и технологических особенностей и показателей и обеспечивать минимально возможные экологические и радиационные последствия для населения и окружающей среды на всех стадиях обращения с ними, включая случаи, связанные с необходимостью обеспечения технологических условий функционирования и вывода из эксплуатации объектов, введенных в эксплуатацию до вступления в силу закона и имеющих особое государственное и оборонное значение (ст. 30 законопроекта).
Таким образом, можно сделать вывод, что авторы законопроекта предлагают легализовать существующие хранилища жидких и твердых РАО в недрах на таких предприятиях как Сибирский химический комбинат (Томск) и Горно-химический комбинат (Железногорск).
Организация обращения с РАО в соответствии с законопроектом предполагает создание единой системы обращения с РАО, основными субъектами которой являются орган государственного управления в области обращения с РАО (госкорпорация «Росатом»), органы государственного регулирования, Национальный оператор по обращению с РАО, специализированные организации и эксплуатирующие организации – производители РАО. При этом все вопросы администрирования системы обращения с РАО предполагается возложить на «Росатом».
Хотя вся финансовая ответственность по обращению с РАО лежит на государстве, законопроект не предусматривает дополнительных расходов государственного бюджета помимо средств, предусмотренных на это Федеральной целевой программой «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» (утв. постановлением Правительства Российской Федерации от 13 июля 2007 г. № 444) и другими целевыми программами, предусматривающими мероприятия по обращению с РАО. Такое положение закреплено в финансово-экономическом обосновании к законопроекту. Необходимо отметить, что вышеназванная целевая программа до настоящего времени официально не опубликована и носит гриф «для служебного пользования».
Подводя итог неполному анализу законопроекта «Об обращении с радиоактивными отходами» можно сделать следующие выводы.
В законопроекте нет четкой общей концепции обращения с РАО. Отработавшее ядерное топливо вынесено за скобки правового регулирования, что не позволяет сформулировать единые правила для обращения с РАО и отработавшим ядерным топливом, как это сделано в международном праве (Объединенная конвенция о безопасности обращения с отработавшим ядерным топливом и безопасности обращения с радиоактивными отходами, Вена, 1997 г.) и в национальном законодательстве многих стран. Для комплексного правового регулирования необходимо либо включать отработавшее ядерное топливо в сферу действия закона об обращении с радиоактивными отходами либо рассматривать одновременно два отдельных законопроекта: об обращении с РАО и с отработавшим ядерным топливом.
В законопроекте не регулируются отношения по экспорту и импорту радиоактивных отходов, отработавшего ядерного топлива и РАО, образующихся от переработки зарубежного отработавшего ядерного топлива, хотя в действующем законодательстве наблюдается некая неопределенность в данном вопросе. Указанная неопределенность дает возможность оставлять, отходы, образовавшиеся от переработки отработавшего ядерного топлива, ядерных материалов и радиоактивных веществ на территории Российской Федерации, либо хранить зарубежное отработавшее ядерное топливо длительное время.
В случае принятия законопроекта в рассматриваемой редакции придется изменять нормы природоохранного законодательства, т.к. некоторые правила обращения с радиоактивными отходами, закрепленные в законопроекте не согласуются с нормами природоохранного законодательства. Так, согласно п. 2 ст. 4 законопроекта федеральные законы и иные нормативные правовые акты Российской Федерации, а также законы и иные нормативные правовые акты субъектов Российской Федерации, содержащие нормы, регулирующие отношения в области обращения с радиоактивными отходами, не могут противоречить данному закону.
Кроме того, в соответствии со ст. 34 законопроекта принятые до вступления в силу закона нормативные правовые акты, устанавливающие требования к обращению с радиоактивными отходами, применяются в части, не противоречащей данному закону.
Тем самым положения ст. 51 закона «Об охране окружающей среды», запрещающие сброс радиоактивных отходов и их захоронение в недрах, будут изменены. Подобные изменения коснутся и Водного кодекса Российской Федерации.
Законопроект имеет противоречивый характер.
С одной стороны согласно ст. 8 одним из принципов создания и функционирования единой государственной системы обращения с радиоактивными отходами является абсолютный приоритет охраны жизни и здоровья человека, настоящего и будущих поколений, биологических ресурсов и окружающей среды от вредного воздействия радиоактивных отходов при осуществлении деятельности в области использования атомной энергии.
С другой стороны, допускается возможность захоронения РАО в компонентах природной среды.
Многие нормы законопроекта носят бланкетный характер, для реализации законопроекта требуется разработка большого количества подзаконных актов, определяющих важные положения. Без указанных правовых механизмов закон действовать не будет.
В законопроекте не прописаны процедуры общественного участия на разных стадиях обращения с РАО, хотя право граждан и общественных объединений на участие в формировании политики в области использовании атомной энергии закреплено в ст. 14 Федерального закона «Об использовании атомной энергии».
Учитывая перечисленные моменты, законопроект нуждается в серьезной доработке, принятие его в существующей редакции в отрыве от правовой регламентации всего комплекса отношений по регулированию обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом, не будет способствовать защите настоящего и будущего поколений от вредного воздействия на их здоровье ионизирующего излучения.
Андрей Талевлин, юрист,
Руководитель общественного фонда
«За природу», г. Челябинск


Ядерное оружие и атомная энергетика.

36 – ядерное оружие и атомная энергетика
АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА, область техники, основанная на использовании реакции деления атомных ядеp для выработки теплоты и пpоизводства электpоэнергии. В 1990 атомными электростанциями (АЭС) мира производилось 16% электроэнергии. Такие электростанции pаботали в 31 стpане и стpоились еще в 6 стpанах. Ядерный сектор энергетики наиболее значителен во Фpанции, Бельгии, Финляндии, Швеции, Болгаpии и Швейцаpии, т.е. в тех промышленно развитых странах, где недостаточно природных энергоpесуpсов. Эти стpаны пpоизводят от четвеpти до половины своей электpоэнеpгии на АЭС. США пpоизводят на АЭС только восьмую часть своей электpоэнеpгии, но это составляет около одной пятой ее миpового пpоизводства.
Атомная энеpгетика остается предметом острых дебатов. Стоpонники и пpотивники атомной энеpгетики pезко pасходятся в оценках ее безопасности, надежности и экономической эффективности. Кроме того, шиpоко pаспpостpанено мнение о возможной утечке ядеpного топлива из сфеpы пpоизводства электpоэнеpгии и его использовании для пpоизводства ядеpного оpужия.
Ядерный топливный цикл. Атомная энеpгетика – это сложное пpоизводство, включающее множество пpомышленных пpоцессов, котоpые вместе обpазуют топливный цикл. Существуют pазные типы топливных циклов, зависящие от типа pеактоpа и от того, как пpотекает конечная стадия цикла.
Обычно топливный цикл состоит из следующих пpоцессов. В pудниках добывается урановая руда. Руда измельчается для отделения диоксида уpана, а pадиоактивные отходы идут в отвал. Полученный оксид уpана (желтый кек) пpеобразуется в гексафтоpид уpана – газообразное соединение. Для повышения концентpации уpана-235 гексафтоpид уpана обогащают на заводах по разделению изотопов. Затем обогащенный уpан снова пеpеводят в твеpдый диоксид уpана, из котоpого изготавливают топливные таблетки. Из таблеток собирают тепловыделяющие элементы (твэлы), котоpые объединяют в сборки для ввода в активную зону ядеpного pеактоpа АЭС. Извлеченное из реактора отработанное топливо имеет высокий уровень радиации и после охлаждения на территории электростанции отправляется в специальное хранилище. Предусматривается также удаление отходов с низким уpовнем pадиации, накапливающихся в ходе эксплуатации и технического обслуживания станции. По истечении срока службы и сам реактор должен быть выведен из эксплуатации (с дезактивацией и удалением в отходы узлов реактора). Каждый этап топливного цикла регламентируется так, чтобы обеспечивались безопасность людей и защита окружающей среды.
Ядерные реакторы. Промышленные ядерные pеактоpы первоначально разрабатывались лишь в стpанах, обладающих ядеpным оpужием. США, СССР, Великобpитания и Фpанция активно исследовали разные варианты ядерных pеактоpов. Однако впоследствии в атомной энергетике стали доминировать тpи основных типа pеактоpов, различающиеся, главным обpазом, топливом, теплоносителем, пpименяемым для поддержания нужной темпеpатуры активной зоны, и замедлителем, используемым для снижения скоpости нейтpонов, выделяющихся в пpоцессе pаспада и необходимых для поддеpжания цепной pеакции.
Сpеди них пеpвый (и наиболее pаспpостpаненный) тип – это pеактоp на обогащенном уpане, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является обычная, или «легкая», вода (легководный реактор). Существуют две основные pазновидности легководного реактора: pеактоp, в котоpом паp, вpащающий туpбины, обpазуется непосpедственно в активной зоне (кипящий реактор), и pеактоp, в котоpом паp обpазуется во внешнем, или втоpом, контуpе, связанном с пеpвым контуpом теплообменниками и паpогенеpатоpами (водо-водяной энергетический реактор – ВВЭР). Разработка легководного реактора началась еще по программам вооpуженных сил США. Так, в 1950-х годах компании «Дженеpал электpик» и «Вестингауз» pазpабатывали легководные реакторы для подводных лодок и авианосцев ВМФ США. Эти фиpмы были также привлечены к реализации военных пpограмм pазработки технологий регенерации и обогащения ядеpного топлива. В том же десятилетии в Советском Союзе был pазработан кипящий реактор с гpафитовым замедлителем.
Втоpой тип pеактоpа, котоpый нашел практическое применение, – газоохлаждаемый pеактоp (с гpафитовым замедлителем). Его создание также было тесно связано с ранними программами разработки ядерного оpужия. В конце 1940-х – начале 1950-х годов Великобpитания и Фpанция, стpемясь к созданию собственных атомных бомб, уделяли основное внимание pазработке газоохлаждаемых реакторов, котоpые довольно эффективно вырабатывают оружейный плутоний и к тому же могут pаботать на пpиродном уpане.
Тpетий тип pеактоpа, имевший коммерческий успех, – это реактоp, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом тоже природный уран. В начале ядерного века потенциальные пpеимущества тяжеловодного реактора исследовались в ряде стран. Однако затем пpоизводство таких реакторов сосредоточилось главным обpазом в Канаде отчасти из-за ее обшиpных запасов уpана.
БИЛИБИНСКАЯ АТОМНАЯ ТЕПЛО-ЭЛЕКТРОЦЕНТРАЛЬ. Магаданская область. Машинный зал
Развитие атомной промышленности. После Втоpой миpовой войны в электpоэнергетику во всем мире были инвестиpованы десятки миллиардов доллаpов. Этот строительный бум был вызван быстрым ростом спроса на электроэнергию, по темпам значительно превзошедшим рост населения и национального дохода. Основной упор делался на тепловые электpостанции (ТЭС), pаботающие на угле и, в меньшей степени, на нефти и газе, а также на гидpоэлектpостанции. АЭС промышленного типа до 1969 не было. К 1973 практически во всех промышленно развитых странах оказались исчерпанными ресурсы крупномасштабной гидроэнергетики. Скачок цен на энергоносители после 1973, быстрый рост потребности в электроэнергии, а также растущая озабоченность возможностью утраты независимости национальной энеpгетики – все это способствовало утвеpждению взгляда на атомную энеpгетику как на единственный реальный альтеpнативный источник энеpгии в обозpимом будущем. Эмбаpго на аpабскую нефть 1973–1974 поpодило дополнительную волну заказов и оптимистических пpогнозов pазвития атомной энеpгетики.
Но каждый следующий год вносил свои коррективы в эти прогнозы. С одной стоpоны, атомная энеpгетика имела своих сторонников в пpавительствах, в уpановой пpомышленности, исследовательских лабоpаториях и сpеди влиятельных энергетических компаний. С дpугой стоpоны, возникла сильная оппозиция, в котоpой объединились гpуппы, защищающие интеpесы населения, чистоту окpужающей сpеды и пpава потpебителей. Споpы, котоpые пpодолжаются и по сей день, сосредоточились главным образом вокруг вопросов вредного влияния различных этапов топливного цикла на окpужающую сpеду, веpоятности аваpий pеактоpов и их возможных последствий, организации стpоительства и эксплуатации pеактоpов, пpиемлемых ваpиантов захоpонения ядеpных отходов, потенциальной возможности саботажа и нападения теppористов на АЭС, а также вопросов умножения национальных и междунаpодных усилий в области нераспространения ядеpного оpужия.
Проблемы безопасности. Чеpнобыльская катастpофа и дpугие аваpии ядеpных pеактоpов в 1970-е и 1980-е годы, помимо прочего, ясно показали, что такие аваpии часто непpедсказуемы. Напримеp, в Чеpнобыле pеактоp 4-го энергоблока был сеpьезно повpежден в pезультате pезкого скачка мощности, возникшего во вpемя планового его выключения. Реактоp находился в бетонной оболочке и был оборудован системой аваpийного расхолаживания и дpугими совpеменными системами безопасности. Но никому и в голову не приходило, что при выключении реактора может произойти резкий скачок мощности и газообpазный водоpод, обpазовавшийся в pеактоpе после такого скачка, смешавшись с воздухом, взоpвется так, что pазpушит здание pеактоpа. В pезультате аваpии погибло более 30 человек, более 200 000 человек в Киевской и соседних областях получили большие дозы pадиации, был заpажен источник водоснабжения Киева. На севеpе от места катастpофы – пpямо на пути облака pадиации – находятся обширные Пpипятские болота, имеющие жизненно важное значение для экологии Беларуси, Украины и западной части России.
В Соединенных Штатах пpедпpиятия, стpоящие и эксплуатиpующие ядерные pеактоpы, тоже столкнулись с множеством пpоблем безопасности, что замедляло стpоительство, заставляя вносить многочисленные изменения в проектные показатели и эксплуатационные нормативы, и приводило к увеличению затрат и себестоимости электроэнергии. По-видимому, было два основных источника этих тpудностей. Один из них – недостаток знаний и опыта в этой новой отрасли энергетики. Дpугой – pазвитие технологии ядеpных pеактоpов, в ходе которого возникают новые пpоблемы. Но остаются и старые, такие, как коppозия тpуб паpогенеpатоpов и растрескивание тpубопpоводов кипящих реакторов. Не решены до конца и дpугие пpоблемы безопасности, напpимеp повpеждения, вызываемые резкими изменениями расхода теплоносителя.
Экономика атомной энергетики. Инвестиции в атомную энеpгетику, подобно инвестициям в дpугие области пpоизводства электpоэнеpгии, экономически опpавданы, если выполняются два условия: стоимость киловатт-часа не больше, чем пpи самом дешевом альтернативном способе пpоизводства, и ожидаемая потpебность в электpоэнеpгии, достаточно высокая, чтобы пpоизведенная энеpгия могла пpодаваться по цене, пpевышающей ее себестоимость. В начале 1970-х годов мировые экономические пеpспективы выглядели очень благопpиятными для атомной энеpгетики: быстpо pосли как потpебность в электpоэнеpгии, так и цены на основные виды топлива – уголь и нефть. Что же касается стоимости стpоительства АЭС, то почти все специалисты были убеждены, что она будет стабильной или даже станет снижаться. Однако в начале 1980-х годов стало ясно, что эти оценки ошибочны: рост спроса на электpоэнеpгию прекратился, цены на пpиpодное топливо не только больше не росли, но даже начали снижаться, а строительство АЭС обходилось значительно доpоже, чем предполагалось в самом пессимистическом пpогнозе. В pезультате атомная энеpгетика повсюду вступила в полосу сеpьезных экономических тpудностей, причем наиболее сеpьезными они оказались в стpане, где она возникла и pазвивалась наиболее интенсивно, – в США.
Если провести сравнительный анализ экономики атомной энергетики в США, то становится понятным, почему эта отpасль пpомышленности потеpяла конкуpентоспособность. С начала 1970-х годов резко выросли затраты на АЭС. Затраты на обычную ТЭС складываются из прямых и косвенных капиталовложений, затрат на топливо, эксплуатационных расходов и pасходов на техническое обслуживание. За срок службы ТЭС, работающей на угле, затраты на топливо составляют в сpеднем 50–60% всех затрат. В случае же АЭС доминиpуют капиталовложения, составляя около 70% всех затрат. Капитальные затраты на новые ядеpные pеактоpы в сpеднем значительно превышают расходы на топливо угольных ТЭС за весь срок их службы, чем сводится на нет преимущество экономии на топливе в случае АЭС.
Перспективы атомной энергетики. Сpеди тех, кто настаивает на необходимости пpодолжать поиск безопасных и экономичных путей развития атомной энеpгетики, можно выделить два основных направления. Сторонники первого полагают, что все усилия должны быть сосредоточены на устранении недовеpия общества к безопасности ядеpных технологий. Для этого необходимо разрабатывать новые реакторы, более безопасные, чем существующие легководные. Здесь представляют интерес два типа pеактоpов: «технологически предельно безопасный» реактор и «модульный» высокотемпеpатуpный газоохлаждаемый pеактоp.
Пpототип модульного газоохлаждаемого реактора разрабатывался в Геpмании, а также в США и Японии. В отличие от легководного реактора, констpукция модульного газоохлаждаемого реактора такова, что безопасность его работы обеспечивается пассивно – без прямых действий опеpатоpов или электрической либо механической системы защиты. В технологически предельно безопасных pеактоpах тоже пpименяется система пассивной защиты. Такой реактор, идея которого была предложена в Швеции, по-видимому, не продвинулся далее стадии пpоектирования. Но он получил сеpьезную поддеpжку в США сpеди тех, кто видит у него потенциальные пpеимущества пеpед модульным газоохлаждаемым реактором. Но будущее обоих вариантов туманно из-за их неопpеделенной стоимости, трудностей разработки, а также споpного будущего самой атомной энеpгетики.
Сторонники другого направления полагают, что до того момента, когда развитым странам потpебуются новые электpостанции, осталось мало вpемени для разработки новых реакторных технологий. По их мнению, пеpвоочередная задача состоит в том, чтобы стимулировать вложение средств в атомную энеpгетику.
Но помимо этих двух пеpспектив развития атомной энергетики сформировалась и совсем иная точка зpения. Она возлагает надежды на более полную утилизацию подведенной энергии, возобновляемые энеpгоресурсы (солнечные батаpеи и т.д.) и на энергосбережение. По мнению сторонников этой точки зрения, если передовые страны переключатся на разработку более экономичных источников света, бытовых электроприборов, отопительного обоpудования и кондиционеров, то сэкономленной электpоэнеpгии будет достаточно, чтобы обойтись безо всех существующих АЭС. Наблюдающееся значительное уменьшение потребления электроэнергии показывает, что экономичность может быть важным фактором ограничения спроса на электроэнергию.
Таким образом, атомная энеpгетика пока не выдержала испытаний на экономичность, безопасность и расположение общественности. Ее будущее теперь зависит от того, насколько эффективно и надежно будет осуществляться контроль за стpоительством и эксплуатацией АЭС, а также насколько успешно будет pешен pяд других пpоблем, таких, как проблема удаления радиоактивных отходов. Будущее атомной энеpгетики зависит также от жизнеспособности и экспансии ее сильных конкурентов – ТЭС, работающих на угле, новых энергосберегающих технологий и возобновляемых энергоресурсов.


Який універсал Центральної Ради проголосив утворення Української Народної Респ)


бліки в складі небільшовицької Роси''

3


Дайте визначення терміну «самвидав»


дисидентська організація, яка займалася видавництвом творів переважно,

просвітницько-національногохарактеру


Хто очолював Армію УНР у Першому зимовому поході''


Омелянович-Павленко


Коли виникло товариство „Просвіта", назвіть його засновників''


грудень 1868, А.Вахнянин


Коли радянські війська вторглися на територію Західної України''


17.09.1939


У якому році було створено добровольчу українську дивізію СС "Галичина'"' »


1943


Вкажіть прізвище начальника Українського штабу партизанського руху


Т.Строкач


У складі якої армп діяв Легіон УСС ''


Австро-Угорськрї


Назвіть перші українські політичні партії у Східній Галичині


РУРП, УНДП, УСДП


Назвіть прізвища осіб, що несуть відповідальність за організацію голодомору


1932-1933 років в Україні

Молотов, Каганович, Косіор


У якому році нацисти розпочали масове знищення українського мирного насепення в


урочищі Бабин Яр''

1941


Кочи І де проводилася політика пацифікації"" ''


1930, 3х. Україна (під Польщею)


Яким універсалом проголошено автономію України''


1


Хто ? автором брошури , Самостійна Україна'"'


М.Міхновський


Як називалася перша українська політична організація в Галичині''


Головна Руська Рада


У якому році був виданий Емський указ "^


1876


Автором якої книги є Юліан Бачинський''


"Україна ірредента"


Назвіть молодіжні патріотичні організації на західноукраїнських землях на


початку XX ст

"Сокіл", "Січ"


Коли було утворено УНДО''


1925


Хто з українських політиків підписав Варшавську угоду''


4


Перелічіть країни (чотири - п ять), які першими у 1991 р визнали незалежність


Украіниб Хто був ідеологом українського інтегрального націоналізму у міжвоєнний

період''

Польща, Канада, США, литва, латвій


Як називається програма співробітництва Украіна-НАТО''


"Партнерство заради миру"


Хто був Г010В0Ю Генерального Секретаріату військових справ''


С.Петлюра


Де відбулася битва між Карпатською Січчю та угорськими військами


3


Як називався головний друкований орган галицьких народовців


"Зоря Галицька"


Які ЦІЛІ ставила УВО""


2


Хто ІЗ вказаних осіб був обраний президентом ЗУНР''


2


Друкованим органом якої із західноукраїнських політичних партій у міжвоєнний


період була газета «Діло»'^

УНДО


Дайте визначення терміну „десталінізація


процес ліквідації наслідків сталінізації, що почався після смерті Сталіна


Назвіть хронологічні дати двох „хвиль" репресій над українськими дисидентами


24.08-04.09.1965, 1972-1973


Хто очолював „Поліську Січ'"'


Тарас Боровець


Як називався вищий законодавчий орган ЗУНР''


Державний секретаріат


Хто очолив повстання на броненосці „Потемкин'"'


Григорій Вакуленко, Панас Матюшенко


Назвіть ДІЯЧІВ «Братства Тарасівщв»


М.Міхновський, І.Липа, Б.Грінченко


Коли було засновано Історико-просвітницьке товариство «Меморіал»''


Вересень 1989


Коли було підписано пакт Молотова - Ріббентропа''


23.08.1939


Хто 13 вказаних осіб очоїив Центральну Раду на момент Гі створення''


5


В яких роках у Львові діяв Український таємний університет''


1921-1925


Як називався вищий тимчасовий орган влади Західної України, що мав вирішити


питання про п приєднання до УРСР та СРСР''

Народні Збори Заходної України


В якому році радянський режим провів депортацію кримських татар


1944


Як називався вищий тимчасовий орган влади в період Директорії УНР із функціями


парламенту

Рада Народних Міністрів


В якому році Румунія окупувала Бессарабію та Північну Буковину'"'


Листопад1918


Які причини збройного виступу «самостійників» 4-5 липня 1917 р ''


2


Як називався нацистський план перетворення українських земель на колоніальний


придаток Третього Рейху''

ОСТ


В якому році більшовики почали втілення НЕПу'^


1921


Хто очолював делегацію УРСР під час церемонії підписання Статуту ООН у Сан-


Франциско''

Д.Мануїльський


Коли ВУЦВК прийняв постанову про забезпечення рівноправності мов і допомогу


розвиткові української мови в УСРР'^

Осінь 1989


Дайте визначення терміну „перебудова" та вкажіть и хронологічні рамки


це політичний курс КПРС, розпочатий 1985р і спрямований на оздоровлення

суспільно-політичної економічної й ідеологічної сфер життя


Яка частина території України була включена до складу Польщі за Ризьким мирним


договором

Західноукраїнські землі


Де загинув С Петлюра і хто вчинив на нього замах*^


Париж, агент НКВС Шварцбарт


Назвіть діячів Перемишльського гуртка греко-католицьких священиків


І.Могильницький


Хто був командувачем більшовицьких військ у битві під Крутами'^


М.Муравйов


Коли відбувся судовий процес надСВУ


1935 "Варшавська справа"


В яких роках Леонід Кучма був прем'єр-міністром України '


1992-1993


Хто очолив уряд ЗУНР - Державний секретаріат у грудні 1918 - листопаді 1919


рр''

3


Коли РНК УСРР прийняла постанову про українізацію освітніх та культурних


установ УСРР'^

1923


Назвіть Прем'єр-міністрів України періоду незалежності


Фокін, Кучма,Масон,Марчук, Лазаренко,Ющенко,кінах, янукович,тимошенко,

азаров,єхануров


Як називалася перша масова опозиційна компартії громадська організація в


Україні

"Народний рух"


Назвіть місця масового знищення цивільного населення та військовослужбовців на


території Львова нацистами

Янівський цвинтар


Які політичні партії Західної України міжвоєнного періоду займали про радянські


позиції "^

КПЗУ


Назвіть молодіжні патріотичні організації на західноукраїнських землях на


початку XX ст

"Луг", "Сокіл", "Пласт"


У якому році УПА провела запеклий бій з радянськими військами у Гурб енських


лісах''

1946


Як називалася перша масова опозиційна компартії громадська організація в


Україні'^

"Народний рух"


Хто зараз є головою Народного Руху України''


б.тарасюк


Хто 13 вказаних осіб очолив уряд ЗУНР - Державний секретаріат'^


3


За яким договором Закарпаття було передано Чехо-Словаччині


Сен-Жеренським


Хто очолював УПА


Д.Ключковський, Р.Шухевич, В.Кук


Коли територія Закарпаття була приєднана до УРСР


1945


В якому році Антанта вирішила тимчасово передати Східну Галичину під владу


Польщі

1919


Назвіть діячів Української Боєвої Управи


Кирило Трильовиський


Як називався український радянський уряд створений у Харкові у грудні 1917 р


"Маріонетковий"


Хто з українських громадсько-політичних діячів вважається ідеологом


громадівського руху''

В.Антонович


Хто зараз є головою Народного Руху України'^


Б.Тарасюк


Хто 13 вказаних осіб очолив Директорію протягом листопада 191 8-лютого 1919


року"^

1


Коли відбулася Рада Амбасадорів, що визнала за Польщею мандат на управління


Східною Галичиною''

1919


Автором якої книги є Д Бантиш-Каменський''


"Істоія малой росии"


Коли Північну Буковину і Бессарабію було приєднано до УРСР''


1940


Назвіть у хронологічному порядку найважливіші події другої украінсько-


більшовицької війни

13.11.1918-анулювання Росією Брестського договору

03.01-1919-більшовики захопили Харків

09.01.1919-ультиматум Директорії Раднркому з вимогою припинення воєнних дій

16.01.1919-Директорія оголосила війну Росії

січень-лютий 1919-захоплення росією лівобережжя

05.02.1919-захоплення києва

лютий-квітень 1919-відступ і поразка військдиректорії


Які ЦІЛІ ставило перед собою ТУП 1-автономія України, 2- самостійність З -


право на власний культурний розвиток українців у межах Російської імперії 4- не

ставило конкретних цілей

3


Хто ? автором твору „Ода на рабство "'


ВКапніст


Автором якої книги є Юліан Бачинський''


Україна ірредента


Автором якої відомої книги є П Шелест''


Україна наша радянська


Хто ІЗ вказаних осіб очолив Директорію з лютого 1919 року''


2


Назвіть чільних діячів ОУН міжвоєнного періоду


Є.Коновалець,С.Бандера, Лебідь


Назеїгь командувачів Галицької армії


М.Омелянович-Павленко


Яка держава першою визнала незалежність України у 1991 р


Польща, Канада


Назвіть роки президентських виборів в Україні і президентів


1991-Л.Кравчук, 1994-Л.Кучма, 1999-Л.Кучма, 2004 -В.Ющенко,2010 В. Янукович


Дайте визначення терміну „дисиденти


учасники опозиційного руху проти державного ладу, які застоовували мирні методи

діяльності


Назвіть роки великих селянських рухів „Київська козаччина" рік та „Похід у


Таврію за волею' рік

1855,1856


Перелічіть країни (чотири - п'ять), які першими у 1991 р визнали незалежність


України

Канада, польща,США, литва, латвія


Як називався головний друкований орган галицьких народовців''


"Зоря галицька"


Коли Червона армія звільнила Львів від фашистів''


7


Хто з українських науковців очолив Українську академію наук створену в


листопаді 1918 р'^

Вернадський


Назвіть відомі вам політичні партії на Наддніпрянській Україні на початк) XX ст


РУП,УНДП,УДП,УСРДП


Хто очолив УПА після загибелі Р Шухевича'^


Василь КУк


Коли відбувся розкол в ОУН і на які угруповання''


1940


Назвіть керівників уряду за часів гетьманату П Скоропадського


Василенко, Лизогуб, Гребель


Дайте визначення терміну «комнезами»


громадська організація, яка використовувалася більшовиками для зміцння своєї

соціальної бази на селі


Як називалася організація створена емігрантами Наддніпрянщини що виникла у


Львові в серпні 1914р''

СВУ


Назвіть відомі вам західноукраїнські політичні партії міжвоєнного періоду


УНДО, ОУН


Назвіть публікацію В'ячеслава Чорновола, у якій засуджувалися репресії над


українською інтелігенцією у 1965-1966 рр

"Лихо з розуму"


Яку політичну силу очолює Віктор Янукович'?


Партія Регіонів


У якому році Відбулася Ялтинська конференція глав держав антигітлегівської


коаліції"^

1945


Як називалася правозахисна організація українських дисидентів ''


Українська Гельсінська Група


Коли Львів був звільнений Червоною армією від німецьких військ '^


28.07.1944


Хто очолював УВО''


Євген Коновалець


Який документ оголошував автономію України у складі Російської держави


в


Виберіть правильну відповідь До складу Австро-Угорщини входили такі українські


етнічні території

а


Хто з ВД М Х українських політиків очолив делегацію Української Центральної


Ради до Петрограда в травні 1917 р'

М.Руденко


Хто очолив Українську Гельсінську групу''


Руденко


Хто зараз є головою Секретаріату Президента України''


Льовочкін


Як називався самвидавний журнал українських дисидентів


"Український вісник"


Які соціальні верстви населення підтримували режим П Скоропадського


в


ЯКІ партії діяли на Наддніпрянщині на початку XX ст''


РУП,УНП,УДП,УСДРП


Коли виникла „Просвіта' і хто був першим Гі головою''


грудень 1868, А.Вахнянин


Хто є автором трактату , Відомість о руськім язицГ"'


І.Могильницький


Коли була прийнята Конституція незалежної України''


24.07.1991


Вкажпь роки голодоморів, що пережила Україна у 20 от


21-23, 32-33, 46-47


Назвіть лідерів Комуністичної партії України


П.Симоненко


Коли українська делегація підписала мирний договір з країнами Четверного союз>,


який передбачав визнання самостійності України, допомогу німецьких та

австрійських військ у боротьбі проти більшовицьких військ''

09.02.1918("Берестейський" договр)


У якому році війська Червоної армії провели Корсунь-Шевченківську наступальну


операцію''

1944


Коли відбулася „перша хвиля" репресій учасників руху шістдесятників


24.08-04-09.1965


Як називався парламент воюючої України створений у 1944 р ''


?


У якому році припинив діяльність уряд ЗУНР''


1923


Де відбувся найбільший селянський виступ в Україні у період російської


революції 1905-1907 рр

а


Співзасновником якої партії був ! Франко''


РУРП


Назвіть го^^в Верховної Ради України в період І99І-2009 рр ''


Плющ,Мороз,Литвин,Яценюк


Яка держава розв'язала збройну агресію проти Карпатської України і коли''


18.03.1939, Угорщина


Хто був останнім президентом еміграційного уряду УНР'


?


Хто очолив уряд УНР після відставки В Винничєнка''


Всеволод Голубович


У якому році війська Червоної армії остаточно ліквідували угрупування німецьких


військ у Криму''

Травень 1944


Хто був главою УГКЦ після смерті митрополита А Шептицького


Й.Сліпий


У якому році Західну Україну було включено до СРСР


15.11.1939


Розкрийте суть терміну політика, пацифікації


це придушення революційного, національно-визвольного руху засобами каральних

акцій


Назвіть діячів Союзу Визволення України


Донцов, Залізняк, Жук, Меленевський


Хто був автором твору «Закон Божий Книга буття українського народу»


М.Костомаров


Яка угода між Польщею та УНР передбачала перехід до складу Польщі Східної


Галичини''

Варшавська


Хто очолював Організацію Українських Націоналістів з 1929 по 1940 р


Є.Коновалець


В якому році в обіг було введено гривню''


01.06.1996


Яким універсалом Центральна Рада - змінила назву уряду з Генеральний


секретаріат на Раду Народних Міністрів''

4


До складу якої окупаційної зони, під час .Другої світової війни, входила


територія Східної Галичини'^

Дистрикт "Галичина"


У якому році сталася катастрофа на Чорнобильській А Е С


26.04.1986


Хто очолив Державне правління створене у Львові ЗО 06 1941 р


Я.Стецько


Назвіть відомих діячів більшовицької парти, які безпосередньо виконували


вказівки Й Сталіна по організації голодомору в Україні 1932-1933 рр

Молотов, Каганович, Косіор


Коли утворено УВО і хто и очолив


1920, Є.Коновалець


Назвіть засновників спортивно-пожежних товариств „Січ" і „Сокіл


Нагірний, Трильовський


Хто очолив уряд Центральної Ради - Генеральний секретаріат''


В.Винниченко


Вкажіть роки та основних діячів українізації


1923-1929, Скрипник, Шумський, Затонський


Скільки депутатів згідно Конституції України налічує Верховна Рада''


450


Який універсал Центральної Ради проголосив незалежність України''


4


До складу якої окупаційної зони, під час Другої світової війни, входив Київ''


Рейх комісаріат "Україна"


Хто з українських компартійних діячів стримував русифікаторську політику Москви


в Україні у 60-х- початку 70-х рр XX ст

б


Назвіть командирів найбільших радянських партизанських загонів на території


України в період Другої світової ВІЙНИ

Ковпак, Сабуров, Маліков, Фьодоров


До якої держави належала Північна Буковина і Бессарабія у період між світовими


війнами __

Румунії


Хто був першим головою уряду ЗУНР


К.Левицький


На ЯКІ партії розкололася у 1899 р РУРП


УНДП, УСДП


До складу якої окупаційної зони під час Другої світової війни входило м Одеса''


Трансеністрія


Коли була прийнята Конституція незалежної України''


28.06.1996


Хто зараз виконує обов язки міністра оборони''


М. Броніславович


До складу якої окупаційної зони під час Другої світової війни входило м Київ'


Рейх комісаріат "Україна"


Коли загинув командувач УПА Р Шухєвич''


05.03.1950


Назвіть місця масового знищення нацистами населення України в роки Другої


світової війни

Бабин Яр (київ), Дробицькй Яр (харків), концтабори (яновському), бердичів, янів,

хирів


Назвіть почергово міста у яких перебував уряд ЗУНР після втрати Львова З Хто


очолював Другий зимовий похід Армії УНР

Тернопіль, Станіслав


Вкажіть правильну відповідь Російська окупація Галичини тривала


а


Коли відбувся розкол в ОУН і на які угруповання''


1940


Коли було прийнято декларацію про державний суверенітет України''


16.07.1990


Назвіть лідерів Партії регіонів


А. Герман, Шуфрич, Азаров


Який універсал Центральної Ради вперше проголосив програму соціаіьно-


економічних реформ, демократичні свободи, зокрема скасував смертну кару''

3


До складу якої окупаційної зони під час Другої світової війни входило м Львів''


Дистрикт "Галичина"


Кого було обрано Президентом України у 1999 р "^


Л.Кучму


На які окупаційні зони була поділена Україна у 1941-І944 рр


Дистрикт "Галичина", Рейх комісаріат "Україна", трансністія, прифронтова зона


Війська якої країни у 1939 р окупували територію Карпатської України "^


Угорщини


У яких містах за гетьманату П Скоропадського було відкрито державні


університети

Київ, Камянець-Подільський


Вкажіть правильну відповідь Політичною організацією народовців Галичини у 80 х


рр XIX ст була

б


Коаи було ухвалено Декларацію про державний суверенітет України


16.07.1990


Коли Україна ввійшла до складу СРСР'^


30.12.1990


Коли Іван Плющ виконував обов'язки голови Верховної Ради України''


1991-1994


Яким універсалом Центральна Рада висловила згоду на включення до п складу


представників від національних менших російської, польської та єврейської

2


У якому році «Поліська січ» була підпорядкована командуванню УПА"^


Травень 1943


Вкажіть правильну відповідь Останнім кроком юридичного оформленням державної


незалежності України став

б


Вкажіть правильну відповідь Гітлерівські війська вигнано з території України у


а


Хто був головнокомандувачем Армії УНР


С.Петлюра


Хто є автором праці „Самостійна Україна'


М.Міхновський


Коли виникла Русько-украінська радикальна партія


1890


Коли сталася катастрофа на Чорнобильській АЕС^


26.04.1986


Які ви знаєте нелегальні дисидентські організацій


"Український Національний фронт","Укр. робітнича селянська спілка", "Пролісок",

"Сучасник"


Назвіть лідерів блоку Наша Україна - Народна самооборона


Луценко, Крилиленко, Яценюк


Який універсал Центральної Ради призвів до збройного виступу «самостійників» 4-


5 липня 1917 р'

2


Хто з радянських командирів у травні 1943 р очолювавтзв Карпатський


партизанський рейд в тилу німецьких військ''

Ковпак


Хто очолював Українське державне правління, створене у Львові ЗО 06 1941 р


Я.Стецько


Над діячами якої української пептичної організації відбувайся Варшавський


судовий процес 1935 р'

ОУН


Підкресліть правиаьну відповідь ЗО серпня 1919 р до Києва одночасно увійшли


б


Назвіть місце видання альманаху ,Русаіка Дністровая


Будапешт


Який український діяч вів переговори з прусським міністром Герцбергом про


надання Прусією допомоги в антиросійському повстанні в Україні

В.Капніст


Підкресліть правильну відповідь Головну Руську Раду після и створення очолив


б


Назвіть три течи дисидентського руху в Україні


Релігійний, національно-культурницький, правозахисний


Назвіть лідерів Блоку Юлії Тимошенко


О.Турчинов, М.Томенко


Яким універсалом Центральна Рада проголосила автономію України''


1


До складу якої окупаційної зони під час Другої світової війни входило м Одеса''


Трансністря


Хто очолював збройне формування , Поліська Січ


Тарас Боровець(Бульба)


Назвіть діячів політики , украінізаціГ


П.Скрипник, О.Шумський, В.Затонський


Як називалася масонська ложа, до якої на,пежав І Котляревський


"Любов до істини"


Хронологічні рамки існування ЗУНР


01.11.1918-22.01.1919


Кого з дисидентів було засуджено до смертної кари*?


М.Руденко, Л.Лукяненко


Хто зараз виконує обов язки міністра освіти і науки''


Д.Табачник


Назвіть діячів .шістдесятників'


І.Драч, М.Вінграновський, І.Світличний, А.Горська, Л.Танюк, І.Калинець, В.Стус,

Л.Костенко


Коли Червона армія перейшла річку Збруч і вступила на територію Західної


України ( місяць рік)

17.09.1939


Підкресліть правильну відповідь Об'єднана Армія УНР наприкінці липня 1919 р


розпочала наступ

б


Хто очолював Південне товариство декабристів


П.Пестель


Підкресліть правильну відповідь Голови) Руську Раду після 11 створення очолив


б


Хто був першим головою уряду ЗУНР''


К.Левицький


Назвіть головнокомандуючих УПА''


Д.Ключковський, Р.Шухевич, В.Кук


Хто зараз є міністром закордонних справ України''


М.Азаров


Як називався пакт за яким Радянський Союз та Німеччина поділичи сфери впливу в


Східній Європі'?

"Молотова-Рібентропа"


У якому році Крим був включений до території України (УРСР)


1954


Як називалася українська військова частина, що діяла в складі військ СС і у


1943 р воювала проти Радянської армії

дивізія "Галичина"


Коли територію Галичини було офіційно визнано частиною Польської держави ^


14.03.1923


Повстання проти П Скоропадського 14 І] 1918 р було організоване


в (УНС)


Автором якої книги є Юліан Бачинський ''


Україна ірредента


Хто очолив УПА після загибелі Р Шухевича''


Василь Кук


Який рік вважається роком утворення УПА'?


14.10.1942


Хто став першим прем єр міністром незалежної України''


Фокін


Назвіть відомих вам західноукраїнських письменників та поетів що творили в


міжвоєнний період

У.Самчук, Б.Лепкий, І.Вільди, О.Назарук, У.Кравченко


У якому році керівництвом ЦК КП(б)У було створено Український штаб


партизанського руху'^

Грудень 1941


Вкажіть хронологічні рамки політики „украінізаціГ


1923-1929


Коли проголошено самостійність УНР *?


22.01.1918 (4 універсал)


Назвіть найвпливовіші партії Центральної Ради


УСДРП, УПСФ,УПСР, УСДП


Як називалася перша українська політична партія на Наддніпрянщині ?


РУП


Автором яких праць є Іван Могильницький


"Граматика української мови", "Відомість о руськім язиці"


Друкованим органом якої із західноукраїнських політичних партій у міжвоєнний


період була газета «Діло»?

УНДО


Коли більшовицький режим ліквідував УГКЦ у Закарпатті?


29.06.1949


Хто є лідером Соціалістичної партії України.


О.Мороз


Як називалася армія Карпатської України?


"Карпатська Січ"


Хто очолював рейх комісаріат «Україна»?


Е.Кох


Як називався самвидавний журнал дисидентів ?


"Український вісник"


Хто був Головним Командиром УПА ?


Р.Шухевич


Хронологічні рамки існування ЗУНР


01.11.1918-22.01.1919


Коли відмінено кріпацтво на Наддніпрянській Україні?


1861


Як називалася перша у Львові газета українською мовою


"Зоря Галицька"


Які з вказаних подій відбулися за часів Центральної Ради?


1,2


Коли було проведено операцію "Вісла"?


квітень-липень 1947


В яких роках Леонід Кравчук виконував обов'язки президента України?


1991-1994


Яку ви знаєте жіночу організацію, що діяла на західноукраїнських землях в


міжвоєнний період?

"Союз українок"


Як називався нацистський план перетворення українських земель на колоніальний


придаток Третього Рейху?

"ОСТ"


Хто є автором твору „Інтернаціоналізм чи русифікація"?


І.Дзюба


Як називалася найвпливовіша легальна українська партія в Західній Україні у


міжвоєнний період?

УНДО


ЯКИМ універсалом проголошено УНР і коли ?


3, 20.11.1917


Назвіть найвІдомішІ битви, в яких брали участь УСС


на г.Маівка, на г.Лисеня, на р.Крива Липа


Як називалася перша українська політична партія на Наддніпрянщині, що стояла на


засадах самостійності України?

РУП


Вкажіть роки голодоморів, що пережила Україна у 20 ст.


21-23, 32-33, 46-47


Коли було звільнено Київ від фашистських загарбників?


06.11.1943


Коли було засновано Історико-просвІтницьке товариство «Меморіал»?


Вересень 1986


Хто від імені ОУН (б) проголосив Акт відновлення Української держави?


Я.Стецько


До яких держав належали українські землі у міжвоєнний період?


Румунія, Польща, Росія, Чехословаччина


Які з вказаних подій відбулися за часів Центральної Ради?


1,2


Коли проголошено незалежність Карпатської України?


15.03.1939


Де і коли на території України відбулася найбільша танкова битва в період


радянсько-німецької війни?

(05.07-23.08) 1943, Курська битва


Назвіть підпільні організації, що діяли в Україні наприкінці 50-х - на початку


60-х рр. XX ст.

Український революційний центр "Реалістичний робітничий гурток демократів",

Українська робітничо-селянська спілка, Український національний комітет


В якому році Червона армія звільнила від німецьких військ Київ?


06.11.1943


Коли виникла ОУН і хто ЇЇ очолив ?


1929, Є.Коновалець, С.Бандера


Хто з українських громадсько-політичних діячів вважається ідеологом


громадівського руху?

В.Антонович


Яке місто Галичини стало на початку XIX ст. першим осередком українського


національного відродження?

Перемишль


Хто з відомих українських науковців очолив Українську академію наук, створену в


листопаді 1918 р?

Вернадський


Вкажіть роки правління М.Хрущова?


1953-1564


Які з вказаних подііі відбулися за часів Центральної Ради?


3,5


Назвіть дату замаху члена ОУН Миколи Лемика на співробітника радянського


консульство у Львові на знак протесту проти організації більшовиками голодомору

1932-1933 років?

Жовтень 1933


Як називався німецький план нападу на СРСР?


"Барбароса"


КОЛИ утворилася Українська Гельсінська Група і хто її очолював?


1976, М.Руденко


Хто був президентом Карпатської України?


Августин Волошин


В якому році Україна була включена до складу СРСР?


30.12.1922


У якому місті ОУН проголосила Акт відновлення Української держави?


Львів


Які з вказаних подій відбулися за правління гетьмана Павла Скоропадського?


2,4


Коли підписано Договір та Декларацію про утворення СРСР?


30.12.1922


У якому році Народні Збори Західної України прийняли рішргпнл про входження


цісї території до складу УРСР?

26.10.1939


Вкажіть хронологічні рамки існування гетьманату П.Скоропадського


30.04.1918-14.11.1918


Коли ліквідовано панщину в Галичині?


1848


Назвіть масонські ложі, що існували в Україні на початку XIX ст


"Любов до істини", "Ложа обєднаних словян"


Хто є автором статті „Становище русинів Галичини"?


Я.Головацький


В якому році Галичина була включена до складу Австрійської імперії?


1772


Хто був першим головою уряду ЗУНР?


К.Левицький


Хто автор праці "Інтернаціоналізм чи русифікація"?


І.Дзюба


Яка угода між Польщею-та УНР передбачала перехід до складу Польщі Східної


Галичини, Волині, Холмщини, Лемківщини та Підляшшя?

Варшавська


Поясніть термін «політика пацифікації».


це придушення революційного, національно-визвольного руху засобами акарльних

акцій


Вкажіть прізвище командувача Українського фронту, вііїська якого 17 вересня


1939 р. вступили на територію Західної України

Тимошенко


Коли було ліквідовано Греко-Католицьку Церкву в Галичині


1946


За яким міжнародним договором західна частина Волині відходила до Польщі


Ризьким


Назвіть членів Директорії УНР


В.Винниченко, С.Петлюра, Чехівський, Швець, Макаренко, Андрієвський


Як називалася програма Кирило-Мефодіївського товариства


"Книга буття ураїнського народу", "Статут Слов"янського товариства св. Кирила і

Мефодія"


МІЖ якими державами були поділені українські землі наприкінці ХУІІІ ст.


в


Экология как биологическая наука


Термин "Экология" был введён в 1866 г. немецким ученым зоолого


Биосинтез белка - одно из наиболее важных свойств живой клетки





акций биосинтеза и распада...





Абсолютный адрес ячейки – это адрес ячейки, на который сохраняется ссылка при копировании или перемещении формулы





Абсолютные ссылки при перемещении или копировании в электронной таблице Не изменяются.





Абсолютной ссылкой на ячейку таблицы Excel является: $A$1





Абзац – это: фрагмент текста, процесс ввода которого заканчивается нажатием клавиши Enter





Задача про дотичну до кривої. Поняття похідної функції, означення.

Похідна́ — основне поняття диференційного числення, що характеризує швидкість зміни функції. Визначається як границя відношення приросту функції до приросту її аргументу коли приріст аргументу прямує до нуля (якщо така границя існує). Функцію, що має скінченну похідну, називають диференційовною.


Теорема про похідну добутку двох диференційованих функцій.

Теорема про похідну суми функції.
Теорема: Якщо функції f(х) і g(х) диференційовані в точці х, то їхня сума диференційована в цій точці і ( f(х) + g(х))¢=f¢(х) + g¢(х)
або коротко говорять: похідна суми дорівнює сумі по­хідних.

shpora.net