2004—2009年俄罗斯西北部放射性同位素热电发生器退役的风险和环境影响评价

李小华,杨钧翔，陈远登，李俊杰，王明月，陈姗红

(南华大学核科学技术学院，湖南衡阳 421001)



2004—2009年俄罗斯西北部放射性同位素热电发生器退役的风险和环境影响评价

李小华,杨钧翔，陈远登，李俊杰，王明月，陈姗红

(南华大学核科学技术学院，湖南衡阳 421001)

从挪威和俄罗斯政府开展的核行动计划合作项目，放射性同位素热电发生器的技术和安全，拆除、转送、拆卸、储存、运输和处理等退役过程，假想事故场景，辐射监测，剂量，应急措施等方面对2004-2009年俄罗斯西北部放射性同位素发电器退役活动进行了风险和环境影响评价。RTG退役的风险和环境影响评价的实践，已证明RTG具有高稳定性以及在正常情况下放射性物质向环境释放的低潜在风险，退役过程中未曾发生放射性气体释放或物质泄漏事故。

RTG；退役；环境；安全；风险

核行动计划是挪威和俄罗斯两国政府在俄罗斯西北部核安全和防止放射性污染方面合作的重要内容，旨在保护人员健康和确保环境免受来自俄罗斯西北部放射性废物储存场和核设施的潜在事故和放射性释放的危胁。[1]

自1995年实施核行动计划以来，挪威外交部在执行该计划的过程中起行政管理作用。截至2009年1月，挪威政府已为俄罗斯西北部的核安全工作拨款14亿美元。为了最大限度地减小事故发生的可能性，以及对于健康和环境的不利影响，挪威辐射防护管理局(Norwegian Radiation Protection Authority，简称NRPA)对俄罗斯负责监管的部门提供关于具体“核行动计划”项目的优先事项和质量保证；负责审查“核行动计划”所采取应对措施的环境影响评价。[2]20世纪90年初期，俄罗斯在核电站安全，装卸操作乏燃料和放射性废物的储存、运输方面上取得了重要成就。此时期，挪威与俄罗斯的监管部门和机构之间开展了广泛的合作。

前苏联制造了超过1000台放射性同位素热电发生器(Radioisotope Thermoelectric Generators，简称RTG)，主要将其应用于海上导航和气象设施的电力供应。[3]据2009年6月库尔恰托夫研究所提供的数据，大约60%的RTG已完成拆除。将RTG拆除和安全处理，并使用太阳能板和镍-镉电池组(简称“太阳能电池组”，以下同)给予替代，是俄罗斯西北部RTG退役计划的重要工作领域。

在2005年，挪威外交部和俄罗斯原子能机构签署了一份谅解备忘录。挪威为俄罗斯摩尔曼斯克(Murmansk)、阿尔汉格尔斯克(Arkhangelsk)和纳纳特斯克(Nenetsk)自治县导航灯塔中的RTG完成退役，并用太阳能电池组或者其它可选择的电源给予替代提供资金。截至2001年1月1日，180台RTG为摩尔曼斯克、阿尔汉格尔斯克、纳纳特斯克地区,以及新地岛(Novaya Zemliya)漫长海岸线上的灯塔和导航设备提供电力来源。其中摩尔曼斯克85台，阿尔汉格尔斯克64台，纳纳特斯克27台，新地岛4台。俄罗斯西北部剩下的RTG于2009年9月完成退役。针对2004-2009年俄罗斯西北部RTG的退役过程开展了风险和环境影响评价。

1 背景

1.1 放射性同位素热电发生器

RTG是一种将放射性物质衰变过程中释放的热能转化为电能的放射性同位素装置。在俄罗斯，RTG用作恶劣气候条件地区无人自动导航辅助设备的电力供应，例如：灯塔、无线电导航台，发光的导航标志。该设备通常位于遥远的海岸、分散的岛屿，或无法使用传统能源的偏远地区。俄罗斯在役的RTG大多用大活度的放射源90Sr。

1.1.1 技术

采用一种放射性同位素热源(Radioisotope Heat Source简称RHS)，前苏联于20世纪70-80年代生产了几种类型的RTG。RTG使用的RHS通常比传统工业和医疗应用中的放射源含更多的放射性物质。该同位素热源需要密封在一个具有耐热、耐腐蚀材料的多层屏蔽系统中。典型的RTG结构如图1所示。

图1 典型的RTG结构示意图Fig.1 Schematic illustration of a typical RTG

注：1-冷却翅片;2-压力容器壳体盖;3-热电转化组件;4-辐射屏蔽层;5-放射性同位素热源包壳;6-放射性同位素热源;7-隔热层;8-压力容器壳体

俄罗斯RTG的内部和外部覆层由氩焊弧材料密封，其使用寿命为10到20年，表面可承受最高温度为500℃。90Sr放射源以钛酸盐[SrTiO3]形式存在于RTG的燃料中，是一个低溶解度的固态抗燃陶瓷材料。半衰期为29.1a的90Sr及半衰期为64h的衰变子体90Y都是β发射体，在衰变过程中释放热能。当周围物质吸收β射线时，以轫致辐射形式发出x射线。不同类型RTG的RHS含有不同数量的高密度90Sr固态燃料芯块，同时在输出电压，输出功率，质量，尺寸，活度和屏蔽材料等方面也不相同。表1列出了前苏联生产的RTG的具体技术参数。[4]RTG的RHS活度在0.74PBq(20kCi)到14.8PBq(400kCi)范围内。单个RHS活度为1.3 PBq (35 kCi)的β-M型RTG，是前苏联首批制造，也是现今使用最广泛的的RTG之一。

表1 前苏联制造的RTG类型和主要技术参数

1.1.2 安全

RTG的实物保护相对有限，并缺乏维修和控制,使得入侵者很容易接近RTG。RHS是人类使用过的最高活度的单一放射源之一。国际原子能机构将RTG归为具有最高活度和最高风险的Ⅰ类放射源。[5]β-M型RTG暴露出的问题为，通过螺丝将RTG各部件拧在一起，无焊接，更易受损。近几年出现的大量企图盗窃RTG金属部件的事件，说明存在放射源接触和滥用的可能。通过拆除RTG，并用太阳能电池组给予替代，降低了放射源丢失的风险和减少了环境污染。

(1)未经授权的非法入侵产生的电离辐射危害

RTG产生的健康和环境主要风险，来自拆除RTG外壳体和屏蔽层之后由RHS产生的外照射。RTG监管和控制的缺乏，加剧了近几年RTG潜在风险的增加。RTG退役过程中发生的交通事故也能使环境风险增加。由于90Sr具有29.1a的半衰期和高毒性，含90Sr的燃料芯块能产生几十年的放射性危害。90Sr 和90Y通过发射β射线,放射源与周围物质将产生两种潜在的外部照射风险。[6]皮肤直接接触RTG的芯体——放射性同位素热源(RHS)，将产生严重的辐射损伤，甚至危及生命，这取决于RHS的活度和受照者的接触时间。祼露RTG芯体的表面剂量率能达到10Sv/h，可在半小时内给人类受照者产生致死剂量。90Sr放射源处于屏蔽和祼露状态对受照者产生的外照射剂量率见表2。

表2 β-M型RTG的外部剂量率

近年来，一些RHS供电灯塔出现了入侵者和盗贼。大部分俄罗斯RTG对入侵者和盗贼无防卫措施，并缺乏基本的安全措施，如围栏或者警示牌。此外，部分事件可归因于俄罗斯当局对放射源立法的缺失和监管不力。

例如，1999年列宁格勒金吉谢普镇(Kingisepp)公交车站发现一个遭受金属掠夺者破坏的RTG，其壳体已被部分拆除，芯体表面剂量率达10sv/h。3名受照者死于电离辐射损伤。[7]

2001年夏，4名工人在摩尔曼斯克地区坎达拉克沙(Kandalaksha)附近的灯塔拆除RTG时，因受到照射送往医院治疗。调查发现，4名工人拆除了三台β-M型RTG的重要屏蔽材料。

2001年12月，3名格鲁吉亚伐木工人在森林中发现两枚祼露的90Sr放射源，把这两枚放射源当作热源取暖，整夜受到照射，因受到严重放射性烧伤，送往医院住院治疗。2002年2月国际原子能机构派出工作组到格鲁吉亚发生辐射事故的偏远森林雪地中成功回收处于裸露状态的90Sr芯体，如图2所示。

图2 国际原子能机构在格鲁吉亚回收裸露的90Sr芯体Fig.2 A strontium-90 core from an RTG recovered by International Atomic Energy Agency in the Republic of Georgia

2002年2月，3名格鲁吉亚西部察伦德治科哈地区(Tsalendzhikha)利亚(Lia)村的牧羊人在附近森林发现了大量前苏联安装的RTG后，在高电离辐射场中受到照射。

2003年3月28日，来自列宁格勒特殊部门的专家在离芬兰海岸100千米和芬兰湾海底回收了一个完整的RTG芯体。小偷从灯塔偷得发电机，取出约500kg不锈钢，屏蔽材料铝和铅，后把RHS丢弃在冰面上。RHS融化了周围的冰解，在灯塔支撑柱附近约1米深海中被发现。由于RTG芯体完整无损，认为除了芯体周围接触物外，不太可能造成环境污染危害。

2003年9月，北方舰队的服役人员在白海秃峰小岛上发现了一名企图盗窃灯塔中放射性同位素热电发生器的盗贼。该灯塔的一台放射性同位素热电发生器含6个90Sr芯体，其表面剂量率测量值为1Sv/h。

2003年11月12日，北方舰队的几名服役人员发现科拉湾(Kola)澳里娜海湾(Olenia)灯塔出现了入侵者和盗贼。在RTG屏蔽材料被盗的同时，放射源芯体丢失。次日，在科拉峡湾的余嘴格那斯科岛(Yuzhny Goryachnski)发生了同样的事件，盗贼将90Sr放射源丢弃在附近。

2004年，在距阿尔汉格斯克不远处的秃峰岛上，盗贼拆除了一台IEU-1型RTG的屏蔽材料。

2004年3月，克拉伊夫佐夫斯基(Krai Lazovsky)滨海地区的瓦伦丁村，发现了1台遭有色金属盗贼拆毁的RTG，如图3所示，并在附近找到了破损的屏蔽层和裸露的RHS。该RTG归俄罗斯太平洋舰队所有。

图3 瓦伦丁村遭金属盗贼拆毁的RTGFig.3 the biological protection for RHS-90 of RTG dismantled by metal thieves at Valentin village of Primorsky Krai

2006年，在科拉湾发现一台IEU-2型RTG，因辐射屏蔽材料受损，表面照射量率比正常水平大4倍。针对此况，制造了一种特殊的屏蔽容器安装在RTG原屏蔽材料处。

上述事故说明从俄罗斯北极海岸安全转移RTG的重要性和必要性，并证明恐怖分子极易获取放射性材料。迄今为止，窃取有价值的金属屏蔽材料已成为大批入侵者的盗窃动因。盗贼对RTG不感兴趣，或许并没意识RTG的存在，及其电离辐射危害。

(2)恶意行为

无主源是指错误地安放或者脱离负责人员控制的放射源，发出射线产生电离辐射危害。恐怖分子或其它有意伤害他人的组织可利用无主源实施恶意行为。[8]无主源的一个潜在用途是将其制作成“放射性分散物质装置RDD”(也叫脏弹)。[9]此装置中的常规炸药用来分散放射性材料，污染周围区域，主要目的为制造公共恐慌甚至产生更恶劣、致命的后果。直接爆炸是常规炸药造成的主要损害，然而脏弹中放射性材料可造成长期、严重的影响。放射性污染可能影响发生脏弹爆炸事故地区长达几年甚至几十年。脏弹爆炸带来的最严重的影响可能是随之而来的社会混乱，污染区域的清理和经济损失。

据俄罗斯交通水文服务部提供的一个关于使用强大的反舰爆炸装置开展RTG爆炸实验的报告描述，RTG明显遭受破坏，但RTG内部的RHS保持完好无损。

俄罗斯西北部RTG的退役已成为挪威政府核行动计划的工作重点。

1.2 核行动计划

挪威-俄罗斯联合环境保护委员会下的挪威-俄罗斯联合专家小组于1992年建立。该小组致力于治理巴伦支海(Barents)和喀拉海(Kara)的放射性污染。20世纪90年代初期，该小组致力于开展俄罗斯西北部的核安全工作。鉴于该小组治理放射性污染的工作成就，挪威政府决定于1995年制定核行动计划，以处理邻近地区的核挑战或可能影响挪威领土的威胁。

核行动计划的工作重点主要包括：应急准备和电离辐射环境监测、与俄罗斯官方机构的合作、防止核武器扩散和物理保护、核电站、乏燃料、核废料、放射源、化学武器。

核行动计划于2008年作了最后修订。挪威政府提出了高水平的指导方针，这成为随后与俄罗斯合作的核安全行动基础。合作活动主要包括：减少挪威和俄罗斯核设施的放射性污染和降低事故风险，以及防止放射性物质扩散，基于整体观点的风险和环境影响评估，加强应急准备，重视成本效益的工程实践工作，加强俄罗斯政府和行政机构间的沟通合作，加强俄罗斯核安全监管机构和关心核安全工作社会团体之间的对话，就俄罗斯的核安全立法，国际规范、准则在俄罗斯有关监管机构和其它援助国家之间开展亲切对话。

目前挪威政府对涉及俄罗斯核安全活动的四个方面作了承诺。即：俄罗斯和挪威官方的共同合作；RTG的拆除和退役；核潜艇的退役；安德列夫湾(Andreev)放射性废物储存设施的修复。[10]

参与核行动计划工作的挪威政府组织包括挪威外交部，NRPA和项目经理，如图4所示。挪威外交部负责制定工作策略和重点，为与俄罗斯开展核安全合作工作提供年度预算专项资金资助。NRPA在开展核安全，紧急准备，防止核扩散和放射性污染方面的工作中起主导作用，已与许多俄罗斯监管机构建立了广泛合作。项目经理的职责为，确保每个项目在规定的时间和预算资金内安全，稳妥地执行。

图4 参与RTG退役计划的挪威政府组织Fig.4 Organization of the work relationship of the Norwegian Government’s Nuclear Action Plan.

1.3 挪威政府致力于俄罗斯西北部核安全项目的风险和环境影响评价

核安全项目风险评价是对核安全工程、试验和退役项目给人类的生产、生活、生命、财产等方面造成的(放射性污染)危害、(电离辐射)伤害的可能性或不利影响进行量化评估的工作。核安全项目环境影响评价是指对新建、改建、扩建的核安全工程、试验和退役项目在实施过程中和实施后，可能对环境造成的环境影响进行分析、预测和评估，包括对放射源(源项)或实践规模与特性的概述，对厂址或场所环境现状的分析，以及正常条件和事故情况下可能造成的环境影响或后果的分析；并提出预防或减轻环境影响的对策和措施，以及开展跟踪监测的方法与制度。此类评价也用于确定工作重点，并用于计划如何开展工作以尽量减少风险。

全面有效的核安全项目风险和环境影响评价作为核安全项目决策和规划过程中的一部分，应考虑可替代的方法和系统，以尽可能减少放射性污染和电离辐射伤害，从而选择保护环境的最佳可行方案。环境影响评价通常需考虑人、环境和其他因素(如经济影响)，还应考虑项目所涉及区域的个人和集体利益。

1999年5月12日，挪威议会决定对涉及放射性污染的风险和环境影响评价活动优先给予资金资助。执行，并审查风险和环境评价的目标任务是，改善放射源和放射性废物的安全状况，减少潜在放射性环境污染，确保核安全行动按照国际要求和俄罗斯法律执行。

环境影响评价小组在项目规划阶段收到了俄罗斯合作方提供的一个对项目有深刻见解的观点，评价涉及RTG退役过程的状态检查、拆除、拆卸和运输等环节的环境，健康和安全问题。在RTG退役计划的后期，主要针对将RTG从摩尔曼斯克运输到位于莫斯科的俄罗斯技术物理和自动化科学研究所(All Russian Scientific Research Institute of Technical Physics and Automation，简称NIITFA)的过程开展风险评价。[11]运输过程包括将RTG从其运行位置通过起重机吊车、驳船、直升机到后续的铁路货车和公路卡车的接驳运送。有关工作计划程序和相关剂量率的监测，以及运送、临时储存RTG事故场景的信息记录在2004年到2009年的环境影响评价中。图5为RTG退役风险和环境影响评价的步骤。

图5 RTG退役的风险和环境影响评价步骤Fig. 5 Steps in the risk and environmental impact assessments of the decommissioning of RTGs

环境影响评价工作组与负责保护健康和环境，以及核安全工作的政府机构之间保持密切联系和沟通。在履行这些标准时，NRPA与挪威、俄罗斯的项目经理(和相关援助国)之间的会谈每年举行一次，以启动该年项目。俄罗斯在会议召开之前收到第1版环境影响评价文件。NRPA着手环境评估审查(和其它援助国的合作)，在必要时要求补充额外信息，然后编制和审查环境影响评价的最终版本。在此基础上，NRPA向挪威项目经理建议执行该项目。 环境影响评价的审查过程有助于加强挪威，俄罗斯和其他援助国家的技术和管理机构之间的联系。在整个RTG退役过程中，NRPA始终与俄罗斯核能、工业和环境管理局保持密切联系。

1.4 国际社会致力于放射性同位素热电发生器的退役工作

1996年在国际原子能机构帮助下成立了国际放射性废物工程联系专家组(Contact Experts Group，简称CEG)，旨在加强际合作和协助俄罗斯解决冷战时期遗留下的放射性废物和乏燃料问题。NRPA和CEG秘书处，与俄罗斯联邦原子能机构保持紧密联系，于2005年2月在挪威召开了一个关于放射源安全的研讨会，会议主题为“放射性同位素热电发生器的退役和替代”。来自9个西方国家、俄罗斯联邦，日本，国际原子能机构，欧共体，北欧环境金融公司3个国际组织的代表出席了CEG会议。会议为在俄罗斯原子能机构的领导下建立一个关于RTG退役的国际协调工作组提供了基础。2008年4月CEG在俄罗斯召开关于RTG退役问题的会议上，强调了建立RTG退役的国际协调工作组的需要和愿望，并组建了RTG退役的国际协调工作组；分别于2008年9月，12月和2009年6月召开了会议。在这些会议上，西方国家和俄罗斯的代表提供了RTG退役国际合作状况的信息(涵盖项目和监管问题)，并为解决俄罗斯RTG监督和管理问题做进一步的方案规划。

2007年，库尔恰托夫研究所为俄罗斯RTG的退役、处理以及能源的替代制定了一个总体规划。该规划获得了加拿大财政的资助。2008年，库尔恰托夫研究所制定了2007年RTG总体规划和RTG管理应急措施计划。根据这些规划，美国资助了“2008年核行动计划草案”的编制工作，以实施RTG总体规划。这些计划作为俄罗斯领土上RTG退役合作项目的文件。俄罗斯RTG的拆除和安全处理已成为挪威和美国，加拿大和法国等其他援助国实施核安全行动计划的工作重点。

俄罗斯RTG主要分布波罗的海地区，北欧地区，北海航道和远东4个区域。2007年俄罗斯海军为波罗的海地区(芬兰湾和加里宁格勒湾)的11台RTG拆除提供了资金。在美国能源部门赞助下，为剩下的87台RTG装配了警报系统。波罗的海区域的RTG归俄罗斯波罗舰队的海军水文服务部所有。北欧地区包括巴伦支海和白海的海岸，以及卡拉海沿岸的一小部分。自2001年以来，挪威和其他国家，特别是法国和加拿大(通过挪威资助了5台RTG的拆除)，已为该地区的RTG退役活动提供了资金支持。在挪威的资金资助下，2009年底，完成了俄罗斯西北部摩尔曼斯克、阿尔汉格尔斯克和纳纳特斯克(N(包括新地岛)180台发电机的拆除工作。该区域的RTG为俄罗斯波罗舰队的海军水文服务和运输部所有。北海航线的RTG退役工程(从巴伦支海到楚克奇自治州(Chukotka)，包括楚克奇自治州的太平洋沿岸，由美国资助，加拿大财政援助。北海航线的RTG由俄罗斯交通运输部下属的水文企业罗斯莫勒浮特(Rosmorrechflot)所有。远东地区从南部的符拉迪沃斯托克(Vladivostok)延伸到北部的阿纳德尔(Anadyr)。从2005年以来，美国一直赞助远东地区的RTG退役工程。该地区的RTG归俄罗斯海军太平舰队的水文服务部门所有。

1.5 俄罗斯监管结构

俄罗斯监管制度由若干利益相关部门组成，联邦政府是利益相关部门的基础。联邦各部门主要负责其领域的立法活动，以及下属机构和服务的协调工作。联邦机构主要负责职责范围内的核发许可证等事务。联邦服务具有控制职能。

2007年俄罗斯核能、工业和环境管理局(Rostechnadzor)和NRPA对RTG安全退役和处置的监管框架进行了升级。此次升级旨在考虑到RTG退役问题的严重性和高风险，即将到来的RTG退役和处置工作，且在这一领域缺乏经验。监管框架的升级涉及监管要求和法规，以及需为操作机构员工获得活动许可所开展的风险评价；此外，还强调了监督电离辐射安全和应急准备的重要性。其它重要主题为RTG退役期间的物理保护和RTG拆除，运输、临时储存和处置的环境影响评价审查。

俄罗斯关于环境影响评价的立法的基础是1991年颁布的环境保护法，1995年颁布的联邦生态法以及俄罗斯联邦法律和行为规范。根据俄罗斯联邦生态法，所有关于俄罗斯生态事务的文件都必须包括环境影响评价。俄罗斯和挪威政府的监管要求相似，并与国际惯例保持一致。通用安全标准与原子能机构推荐的“基本安全标准”相一致。

2 环境影响和风险评估

自从启动拆除和替换RTG工作以来，NRPA已收到俄罗斯实体机构的信息，表明对RTG退役过程中每个步骤的潜在健康和环境影响已经有了初步了解。 自2004年以来，每年均制定了正式的风险和环境影响评价。2004年和2005年的环境影响评价提出了RTG退役的详细年度计划；从2006年开始，报告了前3年移除和拆除RTG的位置、状况和数量；2004-2009年还提供了关于运输RTG的要求和路线，以及参与退役过程的组织机构信息。

风险与RTG退役过程中的每一步骤相关，例如,每台RTG单元的位置，历史，操作，物理条件，合理的运输方式等。风险和环境影响评价的设计可使工作组在开展行动前识别潜在的不利影响，酌情采用可行的行动方案。这些信息由NIITFA编写并提供给NRPA审查。整个RTG退役计划中提供信息的水平不断提高。例如，2005年环境影响评价制定了详细的RTG退役过程的生态和辐射安全优化方案；2006年列入了外部剂量率，考虑到了靠近和运输RTG的相关位置；2007年引入了运输路线的比较。此外，有证据表明，在RTG退役方案执行期间，工作程序得到改进，随后因获得的工程经验而降低了风险。

NRPA提供了放射源运输的一般规定和某些路线运输RTG的特定要求。这些规定包括关于包装，标签和外部剂量率的详细要求。例如，包装表面的γ剂量率不得超过2mSv/h，而1m处的γ剂量率应小于0.1mSv/h。

与风险和环境影响评价过程相关的RTG退役主要步骤包括：检查、临时储存、拆除、处理、储存和处置。

2.1 放射性同位素热电发生器退役概述——工作程序

RTG退役过程主要包括以下步骤：检验灯塔上RTG初始位置，以确定其状况；把RTG从运行位置拆除后通过飞机、船舶、火车和卡车的接驳运输到临时存放点；用太阳能电池组替代灯塔RTG；通过卡车、火车将RTG从临时存放点转送到拆解地点；拆解RTG并取出RHS；包装RHS，并运输至长期储存点——马雅克处理厂(mayark)；RHS在最终处置前长期储存于马雅克。图6为RTG退役过程中的步骤示意图。

图6 RTG退役过程步骤示意图Fig.6 A schematic figure of the steps in the RTG decommissioning process

RTG退役的所有步骤须符合安全规则和规范。大多数步骤的工作都需要根据核安全工程退役许可证制度，在监督下开展。

2.1.1 检查

在开展任何实践操作之前，应先进行审核，以确保必要的背景协议，批准和监管权限全都到位；还包括确认运输，临时存储，拆卸、最终处理处置等环节的接收组织得到了适当的安排；依次检查每台RTG，以确定每个组件的物理状态，并在特定距离评估外照射剂量率。在初步检查的基础上，制定专门的运输和拆卸方案。须将每台RTG的 “执行的操作”、“检查RTG的初始状态”、“可能的应急情况”、“应急后的可能状态”、“应急后果评估”、“应急缓解措施”等信息列在环境影响评价的附加表格中。

生产制造出来的RTG可承受恶劣的环境，虽然其损坏风险水平低，但仍可能发生部分组件的意外或者故意损坏。

2.1.2 运输

(1)路线

每批RTG的位置、运输路线、每一操作步骤以及合适的应对措施均在环境影响评价中进行详细阐述。将RTG从运行位置运输到指定拆卸和处置设施处的路线和车辆的选择如图5所示。

(2)方法

将RTG从运行位置转送到临时存储点，或从一种运输工具转移到另一种运输工具的适当手段的选择，需考虑多方面因素, 主要基于可达性。运输优先使用驳船和船舶。该行动由俄罗斯海军授权，并执行。只有在不切实际的情况下，才使用直升机运输。采用直升机运输需要对RTG集装箱进行特殊的吊装安排；在某些情况下，需要使用一个临时基地，随后通过铁路运输到指定的储存仓库。

图7 RTG退役运输优化安排的决策图Fig.7 Optimising transport arrangements for RTG in the decommissioning process

(3)RTG的包装

一旦确定了运输路线，取下RTG放入运输集装箱内。此过程需要6人团队靠近RTG工作3小时左右。对于正常状态的RTG，1m处的外部剂量率不超过0.1mSv/h，这意味着包装RTG过程中，工人的最大个人受照剂量为0.3mSv。对于状态评估为不合格的RTG单元，在运输之前须将RTG转移到屏蔽容器中。在开展包装工作之前评估剂量率，并采用优化措施。

(4)从海岸到驳船的运输

使用各种辊子，千斤顶和牵引线将位于海岸的RTG转移到驳船上。装载到驳船上之后，将一浮标固定到RTG上，以防止运输时RTG组件的意外丢失。

(5)从驳船转移到大型船舶的运输

随后将驳船上的RTG转移到大型船舶上；将船舶锚定在靠近海岸线的安全位置，以使驳船运输距离最小化；用起重吊车将RTG从驳船上转移到大型船舶。在此操作过程中，为防止设备意外掉落造成伤亡，仅在驳船上保留最小规模的工作人员。将转移到船舶上的RTG固定在甲板的某一位置；把船员安排在离RTG较远处工作或休息，尽可能的减少船舶运输过程中的外照射。每艘船舶可运输多台RTG。

(6)海岸的直升机运输

若用驳船运输RTG成本太高，不切实际，则使用直升机运输RTG。直升机采用外部支架悬挂。为了安全起见，直升机每次只能运输一台RTG。若直升机飞经水面，事先将浮标固定在RTG上，以便在RTG组件意外丢失的情况下开展寻找。所有直升机的运输都需要确定合适的着陆和装载地点。为了尽量减少直升机运输风险，直升机的飞行速度和高度应尽可能低；在有利的天气条件下飞行；飞行经批准的路线，例如，水深不超过50m。运输RTG的直升机降落到临时存储、收集处的着陆地点，便于俄罗斯北方舰队海军开展RTG的后续运输。收集满10台RTG，海军便开展一次运输。RTG装载需借助于起重机。

(7)从船舶到临时储存点的运输

船舶将RTG运输到阿托姆弗罗特(Atomflot)，坎嗒拉卡莎(Kandalaksha)港口的临时储存点。到达储存点的RTG组件由起重机卸载，并通过电动小车转移到临时存放点，后继续向前运输。阿托姆弗罗特还用于存放损坏的RTG。将RTG组件装进特制的集装箱内，通过铁路运输到阿托姆弗罗特。随后将临时储存的所有RTG转移到专用火车车厢内，通过铁路继续运送到位于莫斯科的再分配中心——爱兹托普(Izotop)。

(8)运输到拆除位置和进一步处理，存储和处理设施

将到达爱兹托普的RTG从铁路货车重新装载到卡车上，以便运送到NIITFA进行后续拆卸。将拆卸出的RHS放置在运输集装箱内，并从NIITFA经由公路运回爱兹托普。在爱兹托普，重新将集装箱装载到铁路货车上，并运送到马雅克处理厂。RTG在爱兹托普的转运时间为3天左右。马雅克收到货物后，卸载货车，将RTG储存在含有屏蔽层的设施中，再进行长期储存和处理。 将RTG解包，清理空的运输容器以用于返回和重新使用。

2.1.3 临时储存

RTG的储存只是短期的。存储位置接收到的RTG将在接收后的一周内安排向前运输。RTG储存的安全和保卫工作由费易克斯(f. ex)保安服务公司负责。但阿托姆弗特仍然需对特定个人的责任、参与特定行动人员的数量、用于执行给定操作和个人防护的设备、在紧急情况下采取的行动、相关的规范和标准等内容进行详细审查。

2.1.4 拆除

爱兹托普作为一个分配中心，把RTG从火车装载到卡车上，运往NIITFA。RTG在NIITFA暂时储存1-2个月，这取决于拆除进程和运输容器从马雅克返回到NIITFA的时间。目前，唯一能将RHS从RTG中拆卸出来的永久性热室位于莫斯科的NIITFA。该设施用于拆除挪威政府关于俄罗斯西北部的RTG退役计划中的所有RTG。在移除RHS之后，带有贫化铀 (DU)的 RTG 外壳储存在NIITFA 。贫化铀可以用于制造放射源的屏蔽容器，或作专门处置。

2.1.5 处理

拆卸出来的RHS 暂时存储在马雅克，最长可达2个月，这取决于玻璃固化高水平放射性固体废物的吞吐量。

卸载到达马雅克的RHS运输容器后，将RHS从运输容器取出，并检查它们是否符合随附的文件(NIITFA发放的处理证书)。RHS归类为高水平放射性固体废物 (High level radioactive wastes，HLW，简称高放废物，以下同)，是马雅克高放废物储存和处置方案计划的一部分。马雅克接收和处理的RTG和RHS，包括所有的RTG单元，而不只是挪威RTG退役计划中收到的一部分。

马雅克处理厂采用玻璃固化法固化高放废物，可概括为以下步骤：用运输容器接收和储存RHS；对RHS重新包装并转移到高放固体废物玻璃固化罐中；将装满高放废物的罐子储存到玻璃固化存储设施中。

存储设施位于高于地下水位的水平地面，与玻璃固化建筑相邻，可通过运输走廊彼此相连。通过远程控制起重机将装有玻璃固化废物的罐子传送到存储设施。根据玻璃固化容器的尺寸，将存储设施设计成由混凝土浇灌成的隔间台架组成，以保证每个玻璃固化容器相隔一定距离。隔间台架设计成可以储存几年的玻璃固化废弃物。玻璃固化容器安放在隔间中，用混凝土密封。

2.1.6 储存和处置

把玻璃固化废物或RHS 罐子放置在金属管道中(每管放3罐)，将2个金属填充管道按顺序堆放在存储台架内。马雅克存储设施中的金属管道剖面如图8所示。

图8 马雅克存储设施中的金属管道结构剖面图Fig.8 Layout of cans in the storage facility at Mayak

注：1-储存RHS和玻璃的管子上部 2-具有3个罐子的金属管道 3-金属管道 4-供气阀

空气温度由吹进环形空间和台架内表面之间的冷却空气进行调节。热气流 (上升到 90℃) 通过金属管道平台上方的通道循环过滤之后释放到大气中。储存RHS操作的第一年，使用风扇来辅助空气循环。随着衰变热减少，自然对流足以维持高放废物储存设施在可接受的温度范围内。目前，放射性同位素热源和玻璃固化产品容器预计可以存储50年，随后转移到地下设施中处置。在最终处置高放废物前，目前该设施已具有储存高放废物100年的能力。

根据目前制定的深层地质处置玻璃固化废物条件，任何高放废物储存罐在接收之前应满足能量释放功率不大于0.9kW。热量传递的限制由接收干井或沟槽壁的温度不应超过100℃的操作要求决定。基于这些限制，计算好时间，满足验收准则的高放废物储存罐可放入深的地质储存。

马雅克记录了许多疑似RHS的放射性物品密封失效和放射性物质向外界释放的实例；对接收和处理程序进行了一些修改，以提供附加屏蔽；于2008年提议进一步升级储存设施安全性能，提前开展对退役常规操作的潜在环境影响和事故潜在影响的评价，以避免或尽量减少不利的健康和环境影响，并将环境因素纳入决策过程。在RHS的放射性物质释放到环境的事件中，很可能在水相发生了放射性污染。因此，主要风险来自事故场景。退役过程中RTG及其主要部件RHS丢失的风险如图9所示。

2.2 风险评价

2.2.1 运输风险

2007和2008年对RTG运输风险开展了评价，以确定运输容器在从摩尔曼斯克到莫斯科的运输过程中发生道路或铁路事故的概率。具体的风险取决于容器的数量，铁路运输或货运卡车的装载量，距离以及临时转移操作。最高风险(大约为3 ～ 5×10-4h-1)与转移操作有关。严重的铁路或公路事故的风险估计值分别为1.8×10-8和1×10-5(a·km)-1。然而，考虑到额外的装载操作、卸载操作和列车运输所需的操作，2007年铁路运输的严重事故总体风险估计值为3×10-3和4×10-3(a·km)-1。根据15个集装箱的运输方式统计结果，2008年的铁路运输风险预计比以往略低,约为1.8×10-3a-1，公路运输的风险保持不变。虽然选择铁路或公路运输发生事故的风险概率差别不大,但铁路为单个运输规模，发生事故对环境和经济的影响可能更高。

运输事故对公众产生影响的严重程度由外照射剂量率、受照射人数、距RHS运输容器的距离和照射时间决定。若事故是由于犯罪或恐怖活动而发生，最坏的情况是人类接近祼露的放射源长达数小时，受到致命的外照射。因此，需着重强调运输安排的物理和人身安全。

图9 退役过程中RTG及其主要部件丢失的风险Fig.9 A graph showing the risk of RTG loss and its main part RHS during the decommissioning phase of a RTG

2.2.2 操作经验

2004年9月,两台含有活度约为4.3×1015Bq90Sr 放射源的IEU-1 型RTG在从直升机外部装载处紧急释放,直接从海拔50m高空坠落到岩石上。距RTG 2m处测得γ剂量率为0.8mSv /h，5m处为52～55μSv/h。未检测到RTG中90Sr核素的放射性释放。经计算获得1m处的剂量率为3.2mSv /h。该值比RTG在正常状态下高了30倍。该剂量率值用于计算回收受损RTG操作期间人员受照的应急剂量。在此条件下，维修队从事检测，修理，包装和准备直升机运输的劳动时间估计约6小时(即36工时，一个6 人小组)。若这些操作在靠近RTG约1m处进行，则工人受照辐射剂量约为20mSv，接近国际原子能机构对工人的“基本安全标准”的上限值。(连续5年的平均有效剂量不超过20 mSv，其中任何一年不超过50 mSv)。在实践中，任何人都不可能在靠近RTG组件如此近处工作6小时。

2.2.3 环境的转变

钛酸锶的化学和物理特性决定其在陆地环境中的积累和转变是有限的。在RTG损坏的情况下，其溶解速率约10-6g/cm2/day，使得因溶解导致主要污染的可能性可忽略。陆地上损坏的RTG较容易回收，其溶解的机会相对较少。若RTG落入海中，海水将在第一年内侵蚀RTG的保护层。在这样的情况下，减压可能引起邻近区域水中90Sr浓度显著增长，导致90Sr在邻近区域的海洋食品中的含量积累增加。然而，具有低溶出速率的钛酸锶，其稀释效应不太可能引起海洋食物中含有高浓度的90Sr或给海洋生物体传递显著的90Sr剂量。最恶劣的情况为，公众因此类RTG事故每年摄入90Sr的量为3.7×10-8Ci(1.37×103Bq)，比俄罗斯辐射安全标准RSN-99(Radiation Safety Norms，简称RSN)规定中的年度摄入量限值低10倍。[12]

俄罗斯相关法律允许生物体在空气和水中摄入90Sr的最大量和最大浓度，关于环境中90Sr 的允许水平分别列于表3和表4。

表3 90Sr进入生物体的最大允许摄入量和空气、水中的最大允许浓度

根据俄罗斯法律要求，A级环境浓度水平不需要采取预防性保护措施。如果环境浓度大于A级小于B级水平，则在考虑到当前事件性质和当地情况后，启动保护措施。如果污染水平大于B级，即使保护措施会影响受灾地区当地人口和经济以及社会功能，也将启动。

表4 事故发生当年食物中90Sr的行动水平Table 4 Action levels of Sr-90 in food during the first year after an accident.

2.3 事故场景

俄罗斯西北部和挪威地区RTG退役计划项目的环境影响评价，已确定和评估了32起潜在的事故情景。RTG因火灾引起的热冲击，从高处坠落或浸入海洋被认为对环境具有最大潜在风险。最大的风险与白海、巴伦支海地区运输RTG组件，北方舰队临时仓库回收、运输RTG以及阿托姆弗罗特临时储存RTG的转运环节有关。环境影响评价要考虑与地点相关的运输风险信息。 作为环境影响评价过程的一部分，确定以下一般事故情景为最高的潜在可信影响。

(1)落入海水中。情景A：RTG保持完整，放射源不与海水接触，屏蔽层的存在减少了外照射剂量。情景B： RTG破裂，放射源与海水接触，屏蔽层失效导致外照射剂量增加。发生此情况的RTG很可能靠近海岸线，应将RTG集装箱拖放至岩石上。若运送RTG的船舶发生火灾，RTG容器在掉入海中之前受损，也可能发生这种情况。

(2)坠落到海岸线，但只能在很浅的海水中。若发生在(RTG)装载期间，RTG不应发生损坏。若发生在直升机运输期间，假设RTG已损坏，与场景(1)B情况一样。

(3)坠落到陆地。若发生火灾或碰撞，或从直升机坠落，RTG可能会损坏。

潜在的事故原因包括驳船和船舶倾覆，直升机运输途中的丢失或吊装作业过程中的坠落。其它风险包括RTG的蓄意毁坏，密封件的老化，气体流失到空气中以及RHS的侵蚀及泄漏。[13]只有恶意操作才可能引发放射性核素释放到环境中。估计每一起事故场景中RTG发生假定事故之后的状态或状况，可确定事故后果和识别出减小风险的措施。已识别出的事故情景类型是广泛的，可以适用于所有运输业务。在随后每年拆除的RTG中，引入了与RTG位置和类型相适应的数据更新以及风险计算。

以下潜在的事故场景，与RTG专用火车车厢的运输有关，以考虑护送人员的风险：与运载易燃或易爆物品的汽车碰撞，因列车具有较大质量，不会导致护送RTG工作人员受到任何伤害，减轻了事故后果；出轨或与携带易燃或易爆物品的货物列车相撞的铁路事故。风险报告结论表明，由于护送人员全部占用同一辆车，铁路运输风险更大。 此外，铁路事故的风险不是由护送的行动决定的。由于RTG的重量达600 - 2000 kg，RHS的温度达300℃需要借助于特殊的设备进行处理，在这种事故后,不可能发生RTG的被盗情况。[14]

2.3.1 降低风险的措施

RHS的物理形态决定其不太可能出现明显散落或泄漏现象，除非发生严重的冲击或挤压、高温和长时间的火烧、长期浸没在海水中、爆炸等极端情况。为了减少此类风险，环境影响评价过程加强了设计标准和操作员的控制。

(1)设计标准

环境影响评价采用国际原子能机构的标准，RTG在设计方面，应符合最低标准。即可经受800℃的大火烧30min，从9m高坠落在一个平面(钢)表面，从1m高处坠落到钉尖上，不小于2MPa液体浸没压力的试验要求。[15]

环境影响评价指出，在实践中，钛酸锶芯体在1900℃温度以下不会熔化；不锈钢容器在900℃(超过RHS运行温度的2倍)的持续高温空气中仍耐腐蚀；开展了多项模拟RHS的测试，包括RTG加热到1100℃高温的时间长达2h，在9m和25m的钢板上进行堕落试验，从300m和900m高度的“直升机”跌落到混凝土上，测试结果为未出现RTG损坏。“破坏性”试验通过把容器加热到400℃，然后容器边缘以80 km/s速度撞击装甲钢板。试验导致在RTG外壳盖出现裂纹以及圆柱形RHS芯体变形,未出现RHS破损的现象。环境影响评价总结的操作经验表明，迄今为止，RTG在正常运行状态下，未曾出现放射性气体的释放或放射性物质的浸出。

(2)操作员准则

环境影响评价已经确定了操作员的重要准则，以减少处理和运输风险；还包括退役过程中的所有步骤采用了技术和行政措施，以尽可能避免出现“损坏RTG或RHS包装的事故或事件”和“未经授权访问RTG或RHS”。

2005年和2006年环境影响评价的补充资料表明，无论采用船舶还是直升机运输RTG，在准备运输阶段为RTG加挂了一个浮标。事故发生后，此浮标可在水中的标记RTG单元的位置，以协助回收。

2.3.2 制定应急措施

假设发生了RTG或RHS的损坏，通过直接接触和食物链或饮水，将对环境，当地群众和回收工作产生危险。在环境影响评价过程中已开展了多次关于发生在陆地、沿海或河水RTG单元损坏后，可能确定的照射途径和剂量率计算值。计算结果表明，RTG对人类产生的主要风险由外部照射引起。应急措施建议在回收RTG单元前建立疏散区。

若RTG或RHS遭破坏，但仍处于可操作控制的范围内(例如，事先将损坏RTG单元转移到临时储存处，或在初始检查中发现RTG在运行位置受损)，主要风险是承担处理工作的队伍。在受损RTG单元回收或装袋事故中，分析外部剂量率为环境影响评价的第一步骤。RTG损坏的性质和原因决定了后续行动。例如，RTG在直升机运输过程中从100m高处坠落到岩石上，将经受与RTG制造的测试要求相接近的应力。虽然试验表明，未发生放射性物质的释放，但不能排除RTG完整性受损的可能性，并针对这种情况，制定了应急预案。在RTG直升机运输过程中落入水中的情况下，应针对在合适位置回收RTG作出详细安排。运输前，固定在RTG上的浮标将有助于定位寻找。在俄罗斯海军和其他救援服务人员的帮助下，北方舰队的海军水文服务部将使用容器回收RTG。

3 与挪威在俄罗斯西北部开展的合作工作

截至2008年底，在挪威资金的资助下，完成了从俄罗斯西北部摩尔曼斯克、阿尔汉格尔斯克和纳纳特斯克拆除169台RTG的工作。根据挪威政府介绍，此项工作始于1995年，挪威方面的工作由芬兰马克州(Finnmark)办公室领导，俄罗斯方面的工作由摩尔曼斯克地区行政机构领导。自2001年以来，每年均制定了RTG退役计划。纳纳特斯克和新地岛剩余的11台RTG已于2009年9月完成拆除。RTG主要分布在巴伦支海，白海，科拉半岛和喀拉海的沿海地区。

对挪威 - 俄罗斯合作覆盖地区的基础设施进行重新评估，以促进RTG的拆除和退役，表明有能力在指定的时间内完成项目。2001至2009年对180台RTG拆除前的初步检查结果表明，8台 RTG存在缺陷，6台的屏蔽材料遭剥离，2台RTG的屏蔽材料遭损坏。提供了所有类型RTG的监视和监测的结果，包括RTG的剂量率，泄漏测试结果和所鉴别出的故障性质。[16]例如，屏蔽材料受损的IEU-2型RTG具有贫化铀屏蔽层腐蚀的迹象，可能是由焊接或机械冲击的缺陷引起的。设计了直升机运输包装，其含有铁丸和焊接在底端的四个径向通道，以固定RTG容器并确保不发生屏蔽材料的丢失。

后续的RTG运输由来自北方舰队的特种车辆和铁路专用车厢承担。将RTG转运到开展后期拆卸、检查和移除工作的NIITFA。

3.1 俄罗斯的参与组织

由于RTG归属于俄罗斯的多个不同的机构，需为RTG退役活动开展跨部门的协调工作。 下列组织参与了RTG退役活动：俄罗斯技术物理和自动化科学研究所；国有企业“同位素公司”；国有企业“原子能谱公司”；马雅克处理厂；俄罗斯海军核动力交通运输部；摩尔曼斯克行政区；北方舰队交通水文服务部；俄罗斯海上和内河运输部。

3.2 存在缺陷的RTG

在挪威的资金资助下，从俄罗斯西北部转移的180台RTG中，仅少数在NIITFA引起了处理问题。这些RTG的状况与其内部机械损伤，运行寿期内长期的热负荷有关。在处理REU-3-2K型RTG热源的时候，需要特别注意，该类型RTG含有多个热源。马雅克处理厂制定了关于RTG单元的接收和处理计划，要求延迟接收。(例如，马雅克处理厂于2007年接收2005年回收的RTG单元)。由于外部RHS的污染或屏蔽材料的损坏，在NIITFA拆卸Gorn和Gong类型的RTG具有挑战性。当RTG的铀屏蔽层失去后，RHS易与空气反应，导致金属氧化、腐蚀，还导致屏蔽材料的损伤和膨胀，使得无法从RTG中提取RHS。受损RTG的尺寸变大，适合装入大型运输容器，运输到马雅克最终处理厂。额外受损的IEU-2型RTG在马雅克接受之前还需要进行特殊的处理和包装。NIITFA处理受损RTG的工作内容包括建造可容纳RHS和RTG的运输容器。

3.3 剂量报告

随着RTG退役项目的开展，作为补充信息的一部分，提供了参与RTG拆解和退役工人的个人剂量报告。报告表明，利用集装箱运输RTG使工人受照剂量小于10μSv，未检测工人工作服的表面污染。报告结果与辐射监测调查、认证期间对RTG容器外部剂量率的(低)测量值相一致。例如，一个RTG表面剂量率为100 μSv/h(明显低于设计规范)，距装置3 m处的剂量率为10 μSv/h。承载RTG运输容器的卡车驾驶室内剂量率小于1 μSv/h。在RTG单元受损的情况下，假设RHS的热量可吸引生物体，与阈值水平相比，潜在剂量将保持低水平。

4 结论

挪威政府致力于俄罗斯核安全项目的风险和环境影响评价工作，并提供了该项目所有阶段的计划工作对环境，健康和安全产生潜在后果的系统评价。全面有效的环境影响评价作为决策过程的一部分，应考虑到选择尽量减少不利后果的替代系统和方法，以尽量减少可能产生的后果。俄罗斯，挪威和西欧国家对放射性物质项目的环境影响评价要求是相似的。在环境影响评价过程中，确保实践的正当化和对实践、以其产生的放射性废物管理要求(符合国际可接受的标准)的资金的充足，是至关重要的。

俄罗斯监管体系已适应了国际原子能机构的放射性材料安全运输标准。RTG退役的环境影响评价和实践，已经证明RTG单元具有高稳定性以及在正常情况下放射性物质向环境释放的低潜在风险；确定了事故场景和应对措施以降低风险，减轻危害；已考虑处理受损或拆卸部分RTG单元，并逐案作出规定。在退役项目实施范围内，相关俄罗斯机构提供的信息的范围和深度在不断发展和进步。

由于RTG中90Sr放射源受到了严格的物理保护，与RTG退役计划相关的假想事故，对周围环境产生照射的可能性很小。若万一违反操作规定，事故导致RTG多个保护层损坏，90Sr祼露于空气或水中。由于90Sr钛酸盐的溶解度很低，放射性污染扩散十分有限。90Sr钛酸盐具有很高的熔点，意味着因火灾引起放射性污染的危险性可忽略不计。

描述了所有的RTG事故场景，与祼露的90Sr放射源直接接触是人类可能出现的最坏情况。在这种情况下，可快速定位裸露的RHS，相关职能机构能安全地回收RHS。完整RTG的放射性物质处于完好和屏蔽状态，人类靠近其产生的健康危害是可控的。在正常情况下，RTG退役使用规定的方法，将不会导致环境中放射性核素水平的增加或对人类产生的威害。

证据表明：RTG退役方案执行期间的工作程序有所改进；随着整个退役项目经验的积累，已经降低了风险；加强与俄罗斯监管机构的密切对话和沟通，提高了监管基础和检查工作水平。[17]来自NRPA关于RTG退役风险和环境影响评价的反馈意见，旨在减少退役项目的风险。俄罗斯西北部，RTG的退役项目涉及拆除180台RTG和更换太阳能电池组。目前已经完成了RTG退役项目的重要核安全工作。退役项目未曾发生事故。

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Risk and Environmental Impact Assessments for the Decommissioning of Radioisotope the Rmoelectric Generators (RTGs) in Northwest Russia Between 2004—2009

LI Xiaohua, YANG Junxiang, CHEN Yuandeng, LI Junjie,WANG Mingyue, CHEN Shanhong

(School of Nuclear Science & Technology, University of South China, Hengyang, Hunan, 421001,China)

The nuclear action plan collaboration project between Norwegian and Russia Government, Radioisotope Thermoelectric Generators (RTG) technology and safety, removal, transfer, dismantling, storage, transportation and disposal of decommissioning process, hypothetical accident scenarios, dose monitoring, emergency measures, and other aspects between 2004—2009, are analyzed in risk and environmental impact assessment for decommissioning of RTG in northwestern Russia .The practices of risk and environmental impact assessment in RTG decommissioning have demonstrated that RTG has high stability and low potential risks of radioactive material release to the environment under normal condition, and that no radioactive gas release or material leakage has occurred during decommissioning.

Radioisotope Thermoelectric Generators; decommissioning; environment; safety; risk.

2016- 12- 21

2017- 02- 18

湖南省教育厅项目, 项目编号：16C1363

李小华(1979—)，男，江西靖安人，讲师，硕士，核技术及应用专业，注册核安全工程师，现主要从事核工程与核技术专业课程教学、核反应堆物理与安全研究工作

*通讯作者:李小华，E-mail:360000149029@usc.edu.cn

TL93+2.2；

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1672- 5360(2017)01- 0033- 15