Техносферная безопасность / Akimov - Katastrofi i bezopasnost 2006

Глава 13

административно-территориальных единиц (района, города, области, края, республики) также положена опасность поражения населения АХОВ.

Критерием для отнесения административно-территориальной единицы к той или иной степени опасности в этом случае является процент населения, проживающего в зоне возможного заражения в случае аварии на химически опасном объекте (табл. 3.17).

Таблица 3.17

Классификация административно-территориальных единиц по химической опасности

Важнейшей характеристикой АХОВ является их токсичность, под которой понимается способность вещества оказывать вредное воздействие на организм человека, животных и растения.

Необходимо отметить, что по степени воздействия на организм человека АХОВ подразделяются, как отмечалось выше, на несколько классов опасности: 1-й — чрезвычайно опасные; 2-й — высокоопасные; 3-й — умеренно опасные; 4-й — малоопасные. Нормы для определения класса опасности представлены в табл. 3.18.

Несмотря на предпринимаемые меры в области промышленной безопасности (многие потенциально опасные производства спроектированы так, что вероятность крупной аварии на них оценивается величиной порядка 10–4), полностью исключить вероятность возникновения аварии практически невозможно.

Таблица 3.18

Классификация АХОВ по степени опасности при воздействии на человека

251

Раздел III

Вбольшинстве случаев аварии вызываются нарушением технологии производства, правил эксплуатации оборудования, машин и механизмов, низкой трудовой и технологической дисциплиной, несоблюдением норм безопасности, отсутствием должного надзора за состоянием оборудования. Одна из возможных причин — стихийные бедствия.

Аварии на химически опасных объектах по типу возникновения делятся на производственные и транспортные, при которых нарушается герметичность емкостей и трубопроводов, содержащих АХОВ.

По масштабам последствий химические аварии имеют свою специфическую классификацию:

— локальные — последствия которых ограничиваются одним цехом (агрегатом, сооружением) химически опасного объекта;

— местные — последствия которых ограничиваются производственной площадкой химически опасного объекта или его санитарно-защитной зоной;

— общие — последствия которых распространяются за пределы санитарно-за- щитной зоны химически опасного объекта.

По сфере возникновения химические аварии классифицируются на:

— аварии на хранилищах АХОВ;

— аварии при ведении технологических процессов (возможные источники заражения — технологические емкости и реакционная аппаратура);

— аварии при транспортировке АХОВ по трубопроводу или железнодорожными цистернами по территории объекта.

Втаких авариях выделяют 4 фазы:

—инициирование аварии;

—развитие аварии;

—выход последствий аварии за пределы объекта;

—локализация и ликвидация последствий аварии.

Следует отметить, что 2-я фаза развития химических аварий оказывает определяющее влияние на масштабы последствий аварии, т.к. от особенностей попадания АХОВ в атмосферу зависят дальность распространения газовой волны и время поражающего действия.

В свою очередь, особенности попадания АХОВ в атмосферу определяются условиями его содержания в возможном источнике заражения и характером повреждения последнего.

Факторы риска и безопасности при авариях и катастрофах на радиационно опасных объектах

В настоящее время общепризнанным является утверждение специалистов о том, что ядерная энергетика является одной из наиболее чистых отраслей производства. Сравнительный анализ опасности различных объектов показывает, что риск смертельных поражений от выбросов АЭС при нормальной их работе в 400 раз меньше, чем от выбросов вредных веществ, источниками которых являются ТЭС. По оценкам ученых США, из среднегодовой общей смертности от рака, составляющей 400 тысяч человек, в результате функционирования АЭС умирают 3 человека. Тем не менее, как следует из результатов ранжирования по степени риска тридцати различных видов технологий и видов деятельности человека,

252

Глава 13

выполненного на основе опросов общественного мнения в США, ядерная энергетика занимает 1-е место, а традиционная электроэнергетика стоит на 18–19-м месте. Примечательно, что эксперты-специалисты, наоборот, ставят ядерную энергетику по степени опасности лишь на 20-е место, а неядерную электроэнергетику — на 9-е место.

По официальной статистике в США сокращение средней продолжительности жизни за счет функционирования объектов ядерной энергетики составляет 0,05 дня, в то время как за счет загрязнения воздуха, обусловленного сжиганием каменного угля, — 13 дней, а гибели на автотранспорте — 200 дней [42].

С учетом результатов опроса общественного мнения и гуманитарных экспертиз, в особенности проведенных после ядерных катастроф на АЭС в Три- Майл-Айленде (1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.), а также наличия многочисленных объективных данных об уровнях радиоактивного загрязнения и других последствиях произошедших в последние три десятилетия маловероятных серьезных радиационно опасных аварий, обеспечению безопасности объектов с ядерной технологией в настоящее время придается большое значение.

Обратимся к краткому анализу основных факторов, обусловливающих радиационную опасность объектов ядерного топливного цикла (ЯТЦ).

Как известно, в число объектов ядерного топливного цикла входят атомные электростанции, атомные тепловые станции, транспортные атомные энергетические установки, научно-исследовательские реакторные установки, рудники по добыче урановой руды, заводы по обогащению урановой руды и переработке отработанных тепловыделяющих элементов, пункты переработки и захоронения радиоактивных отходов. Можно было бы также отнести сюда некоторые объекты инфраструктуры, например, пункты перезарядки ядерных реакторов, временного хранения и выдержки тепловыделяющих элементов после их использования и др.

Оценка радиационной опасности объектов ядерного топливного цикла для их персонала и населения представляет собой сложную, трудоемкую и весьма многогранную задачу. Дело в том, что опасность любой технологии должна рассматриваться в совокупности с другими видами опасностей и в сравнении с ними. С технической точки зрения безопасность любого из объектов ядерного топливного цикла является достижимой до любого заданного уровня. Основным мерилом здесь являются экономические затраты. Значительно сложнее оценить влияние на безопасность человеческого фактора. Именно человеческий фактор, как утверждают, явился определяющим в причинах и последствиях катастроф на АЭС в Три-Майл-Айленде (США) и в Чернобыле (Украина). Возможных причин возникновения повышенной радиационной опасности объектов ядерного топливного цикла может быть названо достаточно много. Они обычно связываются с нарушениями технологических режимов, невыполнением тех или иных нормативов и т.п. К числу основных причин радиационного риска объектов ядерного топливного цикла обычно относят:

—неправильное хранение высокоактивных ядерных отходов;

—аварии — в основном ядерных реакторов и на предприятиях по переработке облученного топлива;

—низкоактивные радиоактивные выбросы при нормальной эксплуатации объектов ядерного топливного цикла (главным образом ядерных реакторов и радиохимических предприятий);

—нарушение технологической дисциплины.

253

Раздел III

Приближенная оценка радиационной опасности объектов ядерного топливного цикла проведена Научным комитетом по действию атомной радиации (НКДАР) при ООН. При этом были приняты определенные упрощения и допущения в силу неоднозначности исходных данных, необходимых для проведения расчетов и обоснований.

Для каждого этапа ядерного топливного цикла разработаны гипотетические модели применительно к типовым географическим районам с типовой плотностью населения. Утечки радиоактивных веществ в виде выбросов и иного рода процессов с объектов ядерной технологии учитывались на основе осреднения данных по всем ядерным установкам мира. Принималось, что половина всей урановой руды добывается открытым способом, а половина — шахтным. Считалось, что на переработку для извлечения урана или плутония с целью повторного их использования направляется 10% использованного на АЭС топлива. Оценка радиационной опасности при переработке и захоронении радиоактивных отходов НКДАР не проводилась. Предполагалось, что эти проблемы целиком находятся в ведении соответствующих органов государств, использующих атомную энергию.

Результаты проведенной оценки сводятся к следующему.

Весь ядерный топливный цикл дает ожидаемую коллективную эффективную эквивалентную дозу облучения за счет короткоживущих радионуклидов — 5,5 чел-Зв, за счет долгоживущих радионуклидов — 670 чел-Зв на каждый ГВТ-год вырабатываемой на АЭС электроэнергии. Заметим, что долгоживущие радиоизотопы распространяются на большие расстояния и специалисты НКДАР исходили из того, что облучение за счет этих изотопов после выбросов с АЭС испытывает население всего земного шара. В то же самое время облучение короткоживущими радиоизотопами происходит вблизи АЭС. При нормальной работе атомных реакторов население, проживающее вблизи АЭС, получает полную дозу за счет короткоживущих и малую часть дозы от долгоживущих радионуклидов. По оценке НКДАР, за первые 500 лет после выброса доза облучения от долгоживущих радионуклидов составляет менее 3% от полной.

Ожидаемая коллективная доза, получаемая за счет короткоживущих радионуклидов, распределяется между элементами ЯТЦ следующим образом. Процесс добычи руды дает вклад 0,5 чел-Зв, обогащение руды — 0,04 чел-Зв, производство ядерного топлива — 0,002 чел-Зв, эксплуатация ядерных реакторов — 4 чел-Зв, процессы, связанные с регенерацией топлива, — 1 чел-Зв.

Как и следовало ожидать, наибольший вклад в ожидаемую коллективную дозу вносит процесс эксплуатации реакторных установок, далее по значимости вклада следуют процессы, связанные с переработкой отработанных тепловыделяющих элементов и регенерацией топлива. К сожалению, данные об относительной степени радиационной опасности пунктов переработки и захоронения радиоактивных отходов отсутствуют. Тем не менее есть основания рассматривать указанные объекты в числе наиболее опасных. Анализируя и оценивая применяемые в настоящее время технологии переработки жидких и твердых радиоактивных отходов, можно сделать вывод о том, что достаточно надежной локализации радионуклидов на длительный срок не обеспечивается. Объекты, где производится хранение радиоактивных отходов, не всегда оборудуются гидроизоляцией, гарантирующей предотвращение попадания атмосферных осадков и других вод.

Значимость пунктов переработки и захоронения отходов как источников радиационной опасности обусловливается и общественным мнением. Так, по результатам

254

Глава 13

ранжирования по риску 30 видов применяемых технологий и деятельности человека, проведенного путем экспертной оценки 1511 человек из различных категорий населения, установлено, что объекты с радиоактивными отходами по степени их опасности следует поставить на первое место. Против строительства такого рода объектов в районе проживания населения высказалось 95% опрошенных членов различных клубов, студентов и избирателей. Для сравнения отметим, что против строительства АЭС высказалось 90% указанных категорий лиц из населения.

Таким образом, из числа объектов ядерного топливного цикла как источников радиационной опасности и риска наибольшего внимания заслуживают реакторные установки и пункты сбора, переработки и захоронения радиоактивных отходов. Такого рода вывод подтверждается и суждениями, высказанными на основе анализа материалов печати А.В. Камаевым [42].

Несмотря на принятие самых жестких конструктивных и организационно-тех- нических мер по обеспечению безопасности атомных реакторов, независимо от их назначения и мощности, радиационный риск для персонала объектов с атомными реакторами, населения и экосистем остается реальностью.

Основная потенциальная опасность атомных реакторов связана с накоплением при их работе в больших количествах осколков деления урана в активной зоне. Например, радиоактивность суммы продуктов деления урана-235 в реакторе мощностью 1 ГВт (тепл.) в конце третьего года работы может составить 4,4·109Ки.

Осколки деления удерживаются внутри тепловыделяющих элементов (твэлов). Однако даже при незначительных дефектах оболочек твэлов продукты деления, в первую очередь газообразные и летучие изотопы криптона, ксенона и йода, проникают в теплоноситель или графитовую кладку реактора и далее в вентиляционные и канализационные системы. Регламентом допускается эксплуатация атомных реакторов АЭС типа ВВЭР при 1%-й газовой негерметичности оболочек твэлов или при 0,1% от числа твэлов с частичной негерметичностью, когда возможен прямой контакт сердечника твэла с теплоносителем. Для реакторов типа РБМК, которые используются, например, на Ленинградской АЭС, указанные нормы на порядок меньше.

При нормальной работе ядерного реактора, когда в активной зоне обеспечивается теплосъем, до 98% осколков деления удерживается в твэлах. Остальные 2% осколков могут быть выброшены в окружающую среду, что при наличии тех или иных дефектов и неисправностей в системах, обеспечивающих работу реактора, создает определенную радиационную опасность для персонала АЭС и населения.

При эксплуатации АЭС в нормальном режиме и высокой герметичности первого контура реактора радиоактивные продукты локализуются в реакторной установке и в системах спецгазоочистки и спецводоочистки. Однако даже при эксплуатации АЭС в безаварийном режиме всегда существуют неплотности и дефекты в системе трубопроводов, в результате чего возникают протечки теплоносителя как во второй контур, так и во внешнюю среду.

При испарении теплоносителя в воздушную среду поступают радиоактивные вещества в газообразном и аэрозольном виде. Загрязненный воздух из помещений черезсистемувентиляциивыбрасывается в окружающуюсреду.Этивыбросысостоят главным образом из радиоактивных благородных газов (РБГ), а также содержат некоторое количество других продуктов деления. Концентрация этих радиоактивных продуктов при нормальном эксплуатационном режиме АЭС за пределами санитарно-защитной зоны обычно ниже глобального уровня. Годовая суммарная

255

Раздел III

радиоактивность выбросов РБГ для АЭС с реакторами типа ВВЭР составляет 3–6 МКи/МВт год, а для АЭС с реакторами РБМК — 30–300 МКи/Вт год.

Основными по активности в воздушном выбросе из числа газообразных продуктов являются аргон-41, ксенон-133, криптон-85, тритий, углерод-14, радиоизотопы йода. Причем радиоизотопы йода (в основном йод-131) содержатся как в виде аэрозоля, так и в газообразной форме. Аэрозольную активность выбросов составляют продукты распада криптона и ксенона: радий-38, цезий-138, а также непосредственные продукты деления: цезий-137, цезий-144, стронций-89, 90.

В аварийных ситуациях радиоактивное облако выброса содержит большое количество продуктов распада и представляет высокую опасность.

Наихудшая из возможных аварий — это разрыв первого контура реактора с истечением значительной части или всего теплоносителя. В случае обезвоживания первого контура активная зона может перегреться и оплавиться под действием остаточного тепловыделения. При такой аварии теплоноситель, соприкасаясь с перегретым контуром, переходит в парообразное состояние и вместе с газообразными продуктами деления вызывает повышение давления в помещениях локализации. В результате происходит разрушение защитного барьера и выход радиоактивных продуктов в окружающую среду.

Обеспечение безопасности объектов с атомными энергетическими установками строится, исходя из того, что вероятность аварии на объектах ядерной энергетики не может быть снижена до нуля. Поэтому предусматриваются меры, гарантирующие, что последствия любой радиационно опасной аварии будут ограниченными. С учетом мирового опыта эксплуатации АЭС и других объектов с ядерной технологией, свидетельствующего о том, что проблема их безопасности связана с маловероятными авариями по причине отказа технических систем, ошибок персонала и внешних воздействий, основное внимание при построении системы безопасности сосредоточивается на предупреждении возможных аварий и катастроф и проведении защитных мероприятий.

Вполне понятно, что факторы радиационного риска в наибольшей степени проявляются при радиационных авариях.

Под радиационной аварией обычно понимается выход из строя или повреждение отдельных узлов и механизмов объекта во время его эксплуатации, приводящие к радиоактивному загрязнению объектов внешней среды.

При классификации аварий на такого рода объектах существует несколько подходов. Это обусловлено тем, что подобные аварии отличаются большим разнообразием присущих им признаков, а также объектов, на которых они могут происходить.

Типовым и широко распространенным радиационно опасным объектом является АЭС. Поэтому в большинстве случаев аварии, сопровождающиеся выбросами радиоактивных веществ и формированием радиационных полей, классифицируют применительно к АЭС.

Аварии на АЭС, приводящие к выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду, в зависимости от характера и масштабов последствий подразделяются на 4 категории.

Первая категория — локальная авария. При этом в результате нарушения в работе АЭС происходит выход радиоактивных продуктов или ионизирующих излучений за предусмотренные границы оборудования, технологических систем, зданий и сооружений. Количество выброшенных радиоактивных веществ

256

Глава 13

превышает установленные значения, но зона радиоактивного загрязнения внешней среды не выходит за пределы промплощадки АЭС.

Вторая категория — местная авария. Выход радиоактивных веществ происходит за пределы промплощадки, но область радиоактивного загрязнения находится внутри санитарно-защитной зоны АЭС. При этом в указанной зоне возможно облучение персонала в дозах, превышающих допустимые, а концентрация радиоактивных веществ в воздухе и уровень радиоактивных загрязнений поверхностей в помещениях и на территории АЭС, а также в санитарно-защитной зоне могут быть выше допустимых.

Третья категория — средняя авария. Область радиоактивного загрязнения выходит за пределы санитарно-защитной зоны, но локализуется в пределах ближайшего города, района.

Четвертая категория — крупная авария. Область радиоактивного загрязнения выходит за пределы 100 км и охватывает несколько областей, республик, государств или один или несколько городов с количеством населения более 1 млн. человек, при уровне суммарного облучения в течение года дозой более 3 бэр (3 мЗв).

Среднюю и крупную аварии часто объединяют в один вид аварии и называют «общей радиационной аварией».

Международным агентством по атомной энергетике (МАГАТЭ) разработана международная шкала событий на АЭС. Она широко известна и в данном труде не приводится. В соответствии с этой шкалой аварии на АЭС подразделяются на семь уровней, в зависимости от характера и масштабов последствий, а также причин их вызвавших. Следует заметить, что данные, характеризующие международную шкалу уровней аварий на АЭС, адаптируемы к радиационным авариям на других радиационно опасных объектах.

Аварии на радиационно опасных объектах подразделяются также на: проектные; проектные с наибольшими последствиями (максимально проектные); запроектные (гипотетические).

Под проектной аварией понимается авария, для которой в проекте определены исходные события аварийных процессов, характерные для того или иного объекта или радиационно опасного узла, и конечные состояния (контролируемые состояния элементов и систем объекта после аварии) и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие ограничение последствий аварий установленными пределами.

Максимально проектные аварии характеризуются наиболее тяжелыми исходными событиями, обусловливающими возникновение аварийного процесса на данном объекте. Эти события приводят к максимально возможным в рамках установленных проектных пределов радиационным последствиям.

Под запроектной или гипотетической аварией понимается такая авария, которая вызывается не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями и сопровождается дополнительными, по сравнению с проектными авариями, отказами систем безопасности.

Помимо рассмотренных выше классификаций существует классификация нарушений в работе АЭС, которой придерживаются при расследовании и учете аварий и происшествий, выявлении причин и обстоятельств их возникновения, оценке, с точки зрения безопасности, а также разработке мер по устранению последствий нарушений, предотвращению их возникновения и повышению безопасности.

257

Раздел III

В соответствии с этой классификацией нарушения в работе АЭС подразделяются на аварии и происшествия. Выделяют 4 категории аварий, которые характеризуются различным количеством выброшенных радиоактивных веществ в окружающую среду, начиная с выброса большей части радиоактивности из активной зоны реактора, при котором превышаются дозовые пределы для гипотетической аварии (категория АО-1) и заканчивая выбросом радиоактивных веществ в таких количествах, при которых не превышаются дозовые пределы для населения при проектных авариях (категория АО-4).

Происшествия характеризуются возникновением неисправностей и повреждений различных узлов реактора, систем, оборудования и подразделяется на 10 типов. Наибольшую опасность представляет происшествие первого типа (ПО-1), при котором происходит выброс в окружающую среду радиоактивных продуктов выше предельно допустимых норм без нарушения пределов безопасной эксплуатации АЭС.

Рассмотрим основные факторы риска при авариях и катастрофах на радиационно опасных объектах.

К числу факторов и явлений, обусловливающих формирование радиационной обстановки и вызывающих риск для населения и территорий при выбросах радиоактивных веществ в атмосферу, следует отнести :

—образование и распространение в пограничном слое атмосферы газоаэрозольного радиоактивного облака;

—радиоактивное загрязнение территорий за счет выпадения из облака радиоактивных продуктов;

—радиоактивное загрязнение открытых участков кожи и одежды людей;

—радиоактивное загрязнение открытых водоемов и источников водоснабжения;

—радиоактивное загрязнение пищевых продуктов;

—радиоактивное загрязнение сельскохозяйственных угодий, лесов и пастбищ. Каждый из перечисленных факторов радиационной обстановки характеризу-

ется, по крайней мере, одним или совокупностью нескольких измеряемых или вычисляемых параметров, с помощью которых можно оценить эквивалентную дозу облучения, получаемую теми или иными категориями персонала АЭС и населения.

Радиоактивные вещества, попавшие в атмосферу, распространяются под воздействием турбулентной диффузии. По пути их переноса в приземном слое атмосферы происходит внешнее облучение людей, попадающих в зону распространения радионуклидов, вследствие бета- и гамма-излучения из шлейфа, а также внутреннее облучение, если радиоактивные вещества попадают в организм ингаляционным путем и инкорпорируются в нем.

Радиоактивное загрязнение территории, открытых водоемов, источников водоснабжения, сельскохозяйственных угодий и людей происходит в результате выпадения радиоактивных осадков из шлейфа облака под действием силы тяжести, при соприкосновении шлейфа с поверхностью, при вымывании дождем. При этом возникают дополнительные пути переноса радионуклидов к человеку. Эти пути показаны на рис. 3.7, заимствованном из информационного бюллетеня МАГАТЭ.

Радиоактивные вещества, попадающие в водную среду при осаждении из облака выброса или при непосредственном сбросе, разносятся под влиянием течений и турбулентной диффузии. Они могут быть в ионной, молекулярной форме, в коллоидном состоянии и принимают участие в химических и физико-химических процессах, происходящих в водной среде. В частности, радиоактивные вещества могут адсорбироваться в донных отложениях.

258

Глава 13

Рис. 3.7. Схема путей переноса радионуклидов к человеку через окружающую среду

Основным параметром, по которому оценивается в конечном счете радиационный ущерб, то есть степень снижения жизнедеятельности и здоровья людей, является эквивалентная эффективная доза облучения (индивидуальная, коллективная или ожидаемая коллективная). Этот параметр определяется через измеряемые или вычисляемые величины и в интегральной форме характеризует меру воздействия ионизирующих излучений на человека.

Указанные измеряемые или вычисляемые величины (мощность дозы, концентрация радиоактивных веществ и др.) по аналогии с термином «производные уровни вмешательства для защиты населения», которые применяются МАГАТЭ, могут быть названы «производными параметрами радиационной обстановки». В данном случае подчеркивается, что существует основной параметр, которым является доза облучения, а все остальные, то есть мощность дозы, концентрация радиоактивных

259

Раздел III

веществ, степень радиоактивного загрязнения, являются производными, вспомогательными, хотя каждый из этих параметров имеет вполне понятный физический смысл и важное самостоятельное значение.

Связь между искомой величиной эквивалентной дозы облучения и производными параметрами определяется целым рядом факторов, в частности условиями облучения, характером и радионуклидным составом загрязнения и т.п. Для каждого производного параметра она выражается соответствующим соотношением. Например, связь между эквивалентной дозой внешнего облучения и концентрацией радиоактивных веществ в воздухе выражается формулой:

0

где: D — эквивалентная доза внешнего облучения; С(t) — концентрация радиоактивных веществ в воздухе как функция от времени; Е — эффективная поглощенная энергия; Кl— коэффициент, согласовывающий размерности и учитывающий отношение тормозных способностей биологической ткани и воздуха.

Соотношение для определения дозы внутреннего облучения имеет вид:

где: D — эквивалентная доза внутреннего облучения; W — количество воздуха, вдыхаемого человеком в единицу времени; f — коэффициент органотропности; λэф — эффективная константа распада радионуклида (с учетом константы биологического выведения); t1 — время нахождения в радиоактивном облаке; t2 — время внутреннего облучения.

Приведенные выше и подобные им соотношения используются при моделировании радиационного воздействия на персонал АЭС и население, анализе и определении уровня радиационного риска.

Расчет дозовых нагрузок для различных категорий людей и объектов окружающей среды при радиационных авариях является непростой задачей.

При проведении таких расчетов следует предусматривать:

—формирование информационного поля постоянной и переменной исходной информации и ввод ее в ЭВМ;

—моделирование процессов формирования зон радиоактивного загрязнения, распространения радиоактивных веществ в окружающей среде, формирования дозовых нагрузок и нанесения радиационного ущерба различным категориям людей из числа персонала и населения, объектам окружающей среды;

—проведение расчетов по моделям и расчетным соотношениям;

—графическое отображение зон радиоактивного загрязнения, соответствующих уровням риска, при которых принимаются определенные управленческие решения;

—прогнозирование динамики развития радиационной обстановки и возможных доз радиоактивного облучения для различных временных интервалов (для людей — включая продолжительность предстоящей жизни).

В состав постоянной информации, вводимой в базы данных заблаговременно, необходимо включать:

а) исчерпывающую характеристику объектов ядерного топливного цикла,

атакже других радиационно опасных объектов, включая описания и возможные

260