Научные статьи \ Прикладные науки. Медицина. Технология \ Mедицинские науки \ Общественное здоровье и гигиена. Санитария. Защита от несчастных случаев и их предупреждение

Обоснование эколого-экономических преимуществ радэквивалентного подхода к обращению с РАО в рамках развития двухкомпонентной модели ядерной энергетики

Автор: Иванов В.К., Адамов Е.О., Лопаткин А.В., Рачков В.И., Чекин С.Ю., Меняйло А.Н., Соломатин В.М.

Журнал: Радиация и риск (Бюллетень Национального радиационно-эпидемиологического регистра) @radiation-and-risk

Рубрика: Научные статьи

Статья в выпуске: 3 т.34, 2025 года.

Бесплатный доступ

В Энергетической стратегии РФ на период до 2035 года, утверждённой распоряжением Правительства РФ от 9 июня 2020 г. № 1523р, подчёркивается, что «основные проблемы и риски развития атомной энергетики связаны со сравнительно высокими затратами на обеспечение ядерной и радиационной безопасности и с необходимостью обращения с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами с учётом требований экологической безопасности». В работе рассматриваются экологоэкономические преимущества радэквивалентного подхода к обращению с РАО в рамках двухкомпонентной ядерной энергетики. Даётся сравнение потенциальной радиотоксичности реакторов ВВЭР1000 и БРЕСТ1200. Предполагается, что в замкнутом топливном цикле на захоронение направляются РАО от переработки ОЯТ, состоящие из 0,1% Sr, Cs, Tc, I, U, Np, Pu, Am, Cm от их содержания в ОЯТ и всех остальных радионуклидов. Установлено, что потенциальные канцерогенные риски ОЯТ ВВЭР1000 в 2,7 раза выше аналогичного показателя для природного урана. Это означает, что при захоронении ОЯТ реактора ВВЭР1000 без достижения эффекта радиологической эквивалентности экономические потери составят 19,9 млрд руб. за счёт повышения частоты канцерогенеза.

Еще

Радэквивалентный подход к обращению с РАО, реакторы ВВЭР-1000 и БРЕСТ-1200, потенциальная биологическая опасность, уровень канцерогенного риска, величина экономических потерь без достижения эффекта радиологической эквивалентности

Короткий адрес: https://sciup.org/170210832

IDR: 170210832 | УДК: 614.876:621.039.76:504.054 | DOI: 10.21870/0131-3878-2025-34-3-5-17

Текст научной статьи Обоснование эколого-экономических преимуществ радэквивалентного подхода к обращению с РАО в рамках развития двухкомпонентной модели ядерной энергетики

В ряде основополагающих документов МАГАТЭ, где отражены базовые принципы и системы обращения с РАО, особо подчёркивается проблема защиты будущих поколений [1]. Эти требования МАГАТЭ включают:

- не превышение уровней возможного негативного влияния РАО на безопасность будущих поколений, выше уровней установленных соответствующими нормами для современного человека;
- использование принципа многобарьерной изоляции РАО при захоронении, чем достигается достаточная уверенность в отсутствии неприемлемых негативных последствий для будущих поколений;
- при выборе мест захоронения необходим учёт возможной будущей геологической разведки и добычи полезных ископаемых;
- учёт неопределённостей долгосрочных оценок радиационной безопасности.

Иванов В.К. – науч. рук. НРЭР, гл. радиоэколог ПН «Прорыв», Председатель РНКРЗ, чл.-корр. РАН, д.т.н., проф.; Чекин С.Ю.* – зав. лаб.; Меняйло А.Н. – вед. науч. сотр., к.б.н.; МРНЦ им. А.Ф. Цыба – филиал ФГБУ «НМИЦ радиологии» Минздрава России. Адамов Е.О. – науч. рук. ПН «Прорыв», д.т.н., проф.; Лопаткин А.В. – науч. рук. по РЭ, д.т.н.; Рачков В.И. – науч. рук. НИОКР ПН «Прорыв», чл.-корр. РАН, д.т.н., проф.; Соломатин В.М. – нач. отд. гл. радиоэколога, к.б.н. АО «Прорыв».

В Энергетической стратегии РФ на период до 2035 года, утверждённой распоряжением Правительства РФ от 9 июня 2020 г. № 1523-р [2], подчёркивается, что «основные проблемы и риски развития атомной энергетики связаны со сравнительно высокими затратами на обеспечение ядерной и радиационной безопасности и с необходимостью обращения с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами с учётом требований экологической безопасности». И это действительно так. Согласно текущему прогнозу МАГАТЭ, к 2040 г. предполагается накопление 530 тыс. т ОЯТ в мире: Северная Америка – 200 тыс. т; Европа – 100 тыс. т; Россия – 30 тыс. т; Азия – 200 тыс. т. Необходимо в ускоренном порядке принять стратегическое решение по сокращению накопленных объёмов ОЯТ.

Целью данной статьи является обоснование эколого-экономических преимуществ развития новой двухкомпонентной ядерной энергетики в части обращения с РАО на основе принципов радиационной и радиологической эквивалентности (радэквивалентности).

Материалы и методы

Рассмотрим состав и радиационные характеристики направляемых на захоронение долгоживущих отходов для открытого топливного цикла (ОТЦ) на основе реактора ВВЭР-1000 и замкнутого топливного цикла (ЗТЦ) на основе реактора БРЕСТ-1200. Предполагается, что в ОТЦ на захоронение направляется ОЯТ после выдержки 10 или 30 лет. В ЗТЦ на захоронение направляются РАО от переработки ОЯТ, состоящие из 0,1% Sr, Cs, Tc, I, U, Np, Pu, Am, Cm от их содержания в ОЯТ и всех остальных радионуклидов. Предполагается, что до захоронения РАО ЗТЦ выдерживаются 10 лет после момента завершения регенерации ОЯТ.

Выработке электроэнергии 1 ГВт-год соответствует масса ОЯТ 19,2 т тяжёлых металлов для реактора ВВЭР-1000 или масса РАО 8,52 т тяжёлых металлов для реактора БРЕСТ-1200.

Для ОЯТ и РАО получены оценки потенциальной биологической опасности (ПБО) в Зв эффективной дозы [3] при поступлении радионуклидов в организм человека с пищей и воздухом (для инертных газов) при длительности выдержки ОЯТ и РАО до 10000 лет.

В табл. 1 и 2 в качестве примера приведены данные по ПБО при длительности выдержки 200 лет. Как видно из этих таблиц, суммарные значения ПБО для РАО БР-1200 составляют 6,15x10 6 Зв, а для ОЯТ ВВЭР-1000 - 7,80x10 8 Зв, т.е. имеет место отличие более, чем в 100 раз.

Таблица 1 Радиационные характеристики долгоживущих радионуклидов из 19,2 т ОЯТ ВВЭР-1000 при длительности выдержки ОЯТ 200 лет

Радионуклид	Масса, т	ПБО, Зв	Радионуклид	Масса, т	ПБО, Зв	Радионуклид	Масса, т	ПБО, Зв
³H	2,18E-11	3,25E-01	151_Sm	4,73E-05	4,51E+03	238_Pu	7,56E-04	1,11E+08
¹⁰Be	2,92E-07	2,81E-01	210_Pb	6,72E-12	1,31E+01	239_Pu	8,91E-02	5,11E+07
14_C	8,82E-08	8,46E+00	226_Ra	7,15E-10	7,32E+00	240_Pu	4,15E-02	8,74E+07
79_Se	1,35E-04	1,01E+02	227_Ac	2,07E-11	6,10E+01	241_Pu	1,67E-06	3,07E+04
⁸⁵Kr	1,88E-09	2,32E+02	²²⁸Th	1,70E-10	3,61E+02	242_Pu	1,37E-02	4,81E+05
⁹⁰Sr	1,30E-04	1,86E+07	²²⁹Th	3,70E-10	1,30E+00	²⁴⁴Pu	4,61E-07	7,42E-02
93_Zr	2,06E-02	5,35E+02	230_Th	1,06E-06	1,70E+02	241_Am	1,94E-02	4,94E+08
93m_Nb	2,17E-07	2,30E+02	231_Pa	3,69E-08	4,57E+01	242m_Am	2,78E-06	2,05E+05
⁹⁹Tc	2,19E-02	1,08E+04	232_U	5,95E-09	1,63E+03	243_Am	2,41E-03	3,55E+06
113m_Cd	1,36E-10	2,60E+01	233_U	9,17E-07	1,63E+01	243_Cm	5,59E-08	1,57E+04
121m_Sn	5,41E-08	4,09E+01	234_U	2,96E-03	3,35E+04	²⁴⁴Cm	3,41E-07	1,23E+05
126_Sn	5,38E-04	2,66E+03	235_U	1,86E-01	6,83E+02	245_Cm	3,21E-05	4,28E+04
129	4,58E-03	3,29E+03	236_U	1,21E-01	1,34E+04	246_Cm	4,10E-06	9,77E+03
135_Cs	7,98E-03	6,81E+02	238_U	1,77E+01	9,68E+03	Сумма	1,82E+01	7,80E+08
137_Cs	3,41E-04	1,42E+07	237_Np	1,75E-02	5,00E+04

Радионуклиды с массовым содержанием, не имеющим прямого физического смысла (например, менее массы покоя одного атома), в табл. 2 приведены формально, для демонстрации корректности расчёта процессов распада.

Таблица 2

Радиационные характеристики радионуклидов из 8,522 т РАО БР-1200 при длительности выдержки РАО 200 лет

Радионуклид	Масса, т	ПБО, Зв	Радионуклид	Масса, т	ПБО, Зв	Радионуклид	Масса, т	ПБО, Зв
3_H	1,60E-11	2,39E-01	123_Te	5,14E-07	2,43E-08	193_Pt	5,66E-22	2,40E-14
¹⁰Be	1,17E-07	1,13E-01	128_Te	3,27E-03	0,00E+00	194_Hg	0,00E+00	0,00E+00
14_C	4,58E-08	4,38E+00	130_Te	1,04E-02	0,00E+00	204_Tl	1,24E-38	2,76E-28
²² Na	0,00E+00	0,00E+00	129_I	5,24E-06	3,76E+00	202_Pb	1,11E-29	1,20E-22
26_Al	0,00E+00	0,00E+00	136_Xe	3,07E-02	0,00E+00	204_Pb	2,88E-21	0,00E+00
³²Si	0,00E+00	0,00E+00	134_Cs	6,24E-36	5,67E-24	205_Pb	6,86E-18	8,10E-15
³⁶Cl	0,00E+00	0,00E+00	135_Cs	3,20E-05	2,73E+00	210_Pb	3,50E-13	6,81E-01
³⁹Ar	0,00E+00	0,00E+00	137_Cs	2,62E-07	1,10E+04	207_Bi	2,30E-23	6,07E-14
42_Ar	0,00E+00	0,00E+00	133_Ba	9,23E-15	8,74E-05	208_Bi	2,18E-18	5,29E-13
40_K	0,00E+00	0,00E+00	137_La	2,33E-08	3,03E-03	210m Bi	7,63E-18	2,37E-12
⁴¹Ca	0,00E+00	0,00E+00	138_La	1,55E-06	1,56E-06	208_Po	4,33E-42	7,32E-29
⁴⁸Ca	3,46E-31	0,00E+00	142_Ce	2,28E-02	1,19E-06	209_Po	1,07E-18	5,10E-07
⁴⁴Ti	0,00E+00	0,00E+00	144_Ce	1,02E-80	6,25E-69	226_Ra	3,13E-11	3,20E-01
49_V	3,63E-99	1,96E-89	144_Nd	1,81E-02	2,91E-05	228_Ra	9,25E-20	6,25E-07
50_V	3,00E-26	2,78E-31	150_Nd	4,98E-03	0,00E+00	²²⁷Ac	3,13E-13	9,22E-01
⁵⁰Cr	2,27E-33	0,00E+00	143_Pm	2,79E-98	8,19E-88	²²⁸Th	6,00E-10	1,27E+03
53_Mn	4,68E-25	9,38E-22	144_Pm	7,20E-74	6,45E-63	229_Th	2,33E-08	8,19E+01
54_Mn	1,39E-90	2,82E-79	145_Pm	1,40E-12	7,95E-04	230_Th	2,84E-08	4,55E+00
⁵⁵Fe	1,06E-41	3,10E-31	146_Pm	9,44E-18	1,39E-07	232_Th	2,28E-10	2,04E-07
⁶⁰Fe	1,71E-11	2,77E-04	147_Pm	7,04E-26	6,28E-16	231_Pa	4,72E-10	5,85E-01
57_Co	0,283-104	1,85E-94	145_Sm	3,08E-75	6,34E-65	232_U	2,10E-08	5,73E+03
60_Co	6,00E-17	8,54E-06	146_Sm	1,25E-06	5,93E-02	233_U	8,23E-09	1,47E-01
⁵⁹Ni	4,42E-21	8,22E-16	147_Sm	1,42E-02	5,89E-01	234_U	4,95E-05	5,58E+02
⁶³Ni	8,70E-11	2,74E-02	148_Sm	2,54E-03	1,36E-06	235_U	7,73E-06	2,84E-02
⁶⁵Zn	0,137-104	1,63E-93	149_Sm	1,12E-04	1,93E-07	236_U	9,32E-06	1,03E+00
70_Zn	1,38E-07	0,00E+00	151_Sm	5,85E-04	5,58E+04	238_U	6,26E-03	3,43E+00
⁶⁸Ge	0,197-100	6,72E-90	150_Eu	7,12E-12	2,21E-02	235_Np	6,24E-68	1,72E-58
⁷⁹Se	1,03E-04	7,73E+01	152_Eu	3,16E-10	2,84E+00	236_Np	7,31E-10	4,52E-03
⁸²Se	6,22E-04	5,58E-11	154_Eu	4,16E-11	8,33E-01	237_Np	8,41E-05	2,41E+02
78_Kr	6,57E-16	0,00E+00	155_Eu	1,29E-16	7,41E-07	236_Pu	1,69E-15	2,86E-03
81_Kr	7,08E-10	2,02E-04	148_Gd	3,15E-18	2,07E-07	238_Pu	1,33E-05	1,94E+06
⁸⁵Kr	7,99E-10	9,82E+01	150_Gd	7,66E-10	1,96E-03	239_Pu	7,70E-04	4,42E+05
⁸⁷Rb	2,98E-03	1,43E-02	152_Gd	5,04E-06	1,67E-07	240_Pu	3,89E-04	8,16E+05
90_Sr	4,71E-08	6,74E+03	153_Gd	2,24E-99	7,91E-89	241_Pu	4,37E-09	8,02E+01
93_Zr	1,18E-02	3,08E+02	157_Tb	1,79E-08	7,24E-01	242_Pu	4,68E-05	1,64E+03
⁹⁶Zr	1,55E-02	0,00E+00	158_Tb	1,96E-08	1,00E+01	²⁴⁴Pu	8,04E-10	1,29E-04
⁹¹Nb	4,97E-13	6,81E-06	154_Dy	3,58E-15	5,95E-09	241_Am	1,05E-04	2,67E+06
92_Nb	2,97E-11	1,35E-07	163_Ho	9,46E-11	6,89E-05	242m_Am	2,28E-06	1,68E+05
93m_Nb	1,24E-07	1,32E+02	166m_Ho	1,24E-07	1,64E+01	243_Am	1,25E-05	1,85E+04
⁹⁴Nb	7,22E-08	8,52E-01	171_Tm	6,56E-40	2,91E-30	243_Cm	2,56E-09	7,18E+02
⁹³Mo	3,22E-11	2,98E-03	173_Lu	6,14E-60	8,91E-50	²⁴⁴Cm	2,26E-09	8,11E+02
¹⁰⁰Mo	2,14E-02	0,00E+00	174_Lu	1,21E-31	7,53E-22	245_Cm	6,97E-07	9,29E+02
97_Tc	4,49E-13	1,96E-09	176_Lu	5,05E-10	1,81E-09	246_Cm	4,78E-08	1,14E+02
⁹⁸Tc	3,86E-10	2,85E-05	172_Hf	6,07E-60	2,50E-49	247_Cm	1,59E-09	1,03E-03
⁹⁹Tc	1,80E-05	8,91E+00	174_Hf	4,00E-18	7,14E-21	248_Cm	7,67E-11	9,26E-03
106_Ru	2,84E-62	2,43E-50	178n_Hf	7,53E-16	8,49E-06	250_Cm	0,00E+00	0,00E+00
101_Rh	2,57E-29	5,61E-19	182_Hf	5,19E-13	1,26E-08	247_Bk	1,82E-16	1,41E-06
102m_Rh	7,44E-29	4,00E-18	179_Ta	1,66E-52	4,37E-43	248_Bk	2,41E-21	2,85E-09
107_Pd	9,67E-03	6,81E+00	180m Ta	7,84E-17	4,03E-21	249_Bk	8,32E-79	1,01E-65
108m_Ag	1,03E-08	6,92E+00	183_W	1,36E-13	0,00E+00	248_Cf	8,16E-23	9,53E-10
109_Cd	1,99E-57	3,82E-46	184_W	2,87E-14	0,00E+00	249_Cf	6,74E-10	2,04E+01
113_Cd	4,46E-04	1,40E-07	186m_Re	7,25E-17	5,67E-11	250_Cf	4,10E-15	3,31E-03
113m_Cd	1,19E-09	2,27E+02	187_Re	6,03E-16	5,00E-18	251_Cf	4,54E-12	5,33E-02
¹¹⁵In	2,60E-04	2,17E-06	184_Os	3,33E-23	0,00E+00	252_Cf	1,31E-36	5,18E-24
119m_Sn	4,57E-82	2,15E-71	186_Os	4,91E-16	9,26E-19	252_Es	4,09E-72	3,33E-59
121m_Sn	2,02E-06	1,52E+03	194_Os	5,04E-30	1,38E-19	254_Es	6,39E-99	8,81E-86
126_Sn	1,08E-03	5,32E+03	192n	3,29E-21	2,92E-13	Сумма	6,89E-01	6,15E+06
125_Sb	4,65E-26	2,86E-15	190_Pt	4,32E-21	3,80E-21

Оценка радиационного канцерогенеза путём расчёта величины пожизненного атрибутивного риска (LAR) осуществляется по современной технологии МКРЗ [4], в основе которой первоначально лежали исследования японских когорт, облучённых в 1945 г. в результате атомных бомбардировок [5]. Методы расчёта LAR для российской популяции [6], в контексте обоснования безопасности атомной энергетики нового поколения, были разработаны авторами данной статьи ранее [7-9]. Величина LAR характеризует пожизненное избыточное число случаев заболеваний злокачественными новообразованиями (ЗНО) в облучённой популяции по сравнению с такой же необлучённой популяцией. Для однократного облучения в возрасте e с эквивалентной дозой H T в органе или ткани T пожизненный атрибутивный риск заболеваемости ЗНО локализации T определяется формулой:

LAR(s,e,H_T) = X™ °e [EAR(s, e, a, H t ) • $ т (е, а)] , (1)

где s – пол; e – возраст при облучении; H T – эквивалентная доза в органе или ткани T ; EAR – интенсивность избыточного абсолютного риска заболеваемости ЗНО (риск в год) в возрасте a при облучении ткани T дозой H T в возрасте e для лиц пола s ; S T – функция здорового дожития (без ЗНО с локализацией в T ) от возраста e до возраста a .

Результаты и обсуждение

На рис. 1-8 показана динамика потенциальной биологической опасности (ПБО) РАО БРЕСТ-1200 и ОЯТ ВВЭР-1000 с учётом трансмутации минорных актинидов (Np, Am, Cm). Как видно из рис. 1, ПБО после трансмутации и выжигания радионуклидов снижается примерно в 100-200 раз. За счёт этого (рис. 2) канцерогенный риск Am в РАО БРЕСТ-1200 по отношению к ОЯТ ВВЭР-1000 снижается в 169 раз.

Рис. 1. ПБО РАО БРЕСТ-1200 и ПБО ОЯТ ВВЭР-1000 для некоторых радионуклидов при выработке 1 ГВт-год электроэнергии (время выдержки 100 лет).

Рис. 2. Отношение ПБО ОЯТ ВВЭР-1000 к ПБО РАО БРЕСТ-1200 для некоторых радионуклидов при выработке 1 ГВт-год электроэнергии (время выдержки 100 лет).

Рис. 3. ПБО РАО БРЕСТ-1200 и ПБО ОЯТ ВВЭР-1000 для некоторых радионуклидов при выработке 1 ГВт-год электроэнергии (время выдержки 1000 лет).

Рис. 4. Отношение ПБО ОЯТ ВВЭР-1000 к ПБО РАО БРЕСТ-1200 для некоторых радионуклидов при выработке 1 ГВт-год электроэнергии (время выдержки 1000 лет).

1,0E+09

Рис. 5. ПБО РАО БРЕСТ-1200 и ПБО ОЯТ ВВЭР-1000 для некоторых радионуклидов при выработке 1 ГВт-год электроэнергии (время выдержки 6000 лет).

Рис. 6. Отношение ПБО ОЯТ ВВЭР-1000 к ПБО РАО БРЕСТ-1200 для некоторых радионуклидов при выработке 1 ГВт-год электроэнергии (время выдержки 6000 лет).

Рис. 7. ПБО РАО БРЕСТ-1200 и ПБО ОЯТ ВВЭР-1000 для некоторых радионуклидов при выработке 1 ГВт-год электроэнергии (время выдержки 10000 лет).

Рис. 8. Отношение ПБО ОЯТ ВВЭР-1000 к ПБО РАО БРЕСТ-1200 для некоторых радионуклидов при выработке 1 ГВт-год электроэнергии (время выдержки 10000 лет).

На рис. 9 показано, что РАО БРЕСТ-1200 и исходное природное урановое сырьё достигают радиологической эквивалентности по возможному канцерогенному риску уже через 77 лет выдержки. Вместе с тем, рис. 10 демонстрирует, что эффект радиологической эквивалентности ОЯТ ВВЭР-1000 и исходного природного уранового сырья не достигается даже через 10 тыс. лет выдержки.

1E+00

1E-01

Рис. 9. LAR от РАО БРЕСТ-1200, приведённых к ПБО 1 мЗв исходного природного уранового сырья.

1E+00

1E-05

0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 9000 10000

Время выдержки, лет

—•— ОЯТ Пр. уран

Рис. 10. LAR от ОЯТ ВВЭР-1000, приведённого к ПБО 1 мЗв исходного природного уранового сырья.

На рис. 11 показано отношение LAR ОЯТ ВВЭР-1000 к LAR от исходного природного уранового сырья. Важно подчеркнуть, что на временном интервале 2000-10000 лет после захоронения (выход из строя контейнера и появление радионуклидов на поверхности) это отношение составляет от 4 до 2 раз (в среднем – 2,7 раза).

1E+04

1E+00

0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 9000 10000

Время выдержки, лет

Рис. 11. Отношение LAR ОЯТ ВВЭР-1000 к LAR от исходного природного уранового сырья.

Серьёзная попытка решения проблемы ОЯТ была предпринята в США в плане сооружения репозитория в Юкка-Маунтин. По данным на 2008 г. затраты превысили 9 млрд долларов. В 2019 г. была оценена дозовая нагрузка на население через 1 млн лет после захоронения [10]. Расчёты показали, что прогнозируемые дозы населения примерно в 2 раза превышают установленный МАГАТЭ [11] критерий освобождения источника от контроля (10 мкЗв) и на 75% определяются содержанием в ОЯТ 237Np, период полураспада которого составляет 2,2 млн лет.

В заключение рассмотрим вопрос экономических преимуществ радэквивалентного подхода к обращению с РАО. На основе постулата Неймана-Моргенштерна [12] экономический эквивалент (Э) жизни человека определяется:

Э = Д / Р , (2)

где Д – среднедушевой денежный годовой доход (для России в 2023 г. – 1306961 руб./год [13]); Р – средняя частота смерти за год (для России в 2023 г. – 0,0121/год [14]).

С учётом оценок Д и Р величина экономического эквивалента жизни человека в России составит около 108 млн руб.

На временном интервале 2000-10000 лет после захоронении ОЯТ ВВЭР-1000 (без достижения эффекта радиологической эквивалентности ОЯТ и природного уранового сырья) над местом глубинного захоронения средняя величина LAR для населения за счёт годового потребления колодезной воды составляет около 2,3x10 -7 [15]. Для населения численностью 100 тыс. человек (эпидемиологический стандарт) на таком временном интервале это означает 184 дополнительных случаев онкологической смерти. Произведение 184x108 млн руб. даёт 19,9 млрд руб. потерь доходов из-за повышения частоты онкосмертности при захоронении ОЯТ реактора ВВЭР1000 без достижения эффекта радиологической эквивалентности.

Выводы

1. Показана динамика ПБО РАО БРЕСТ-1200 и ПБО ОЯТ ВВЭР-1000 и их отношение по минорным актинидам и долгоживущим РАО при выработке 1 ГВт-год электроэнергии в интервале до 10 тыс. лет выдержки.
2. Установлено, что на временном интервале 2000-10000 лет после захоронения канцерогенный риск от ОЯТ ВВЭР-1000 в среднем в 2,7 раза выше аналогичного показателя для исходного природного уранового сырья.
3. Установлено, что при захоронении ОЯТ реактора ВВЭР-1000 без достижения эффекта радиологической эквивалентности экономические потери могут составить до 19,9 млрд руб. на 100 тыс. населения за счёт повышения частоты канцерогенеза.

Публикация подготовлена по результатам выполнения работ в Госкорпорации «Росатом» в рамках ПН «Прорыв.