Статья 43. обеспечение безопасности космических и летательных аппаратов с ядерными установками и радиационными источниками

Компоновки радиационной защиты КЛА с ядерными источниками энергии

     Наличие на борту космического летательного аппарата ядерной энергетической установки обусловливает появление ряда дополнительных требований по обеспечению радиационной безопасности космического полета, связанных с необходимостью снижения до допустимого уровня воздействия ионизирующих излучений на организм членов экипажа при осуществлении пилотируемого полета или на системы корабля при его беспилотной эксплуатации. Наибольшие трудности, как и в случае эксплуатации наземных ядерно-технических установок вызывает снижение потоков нейтронов и гамма-квантов. Так как космическая среда практически не рассеивает нейтроны и g— излучение, для беспилотных аппаратов, как правило, используется теневая защита. Такая защита обеспечивает создание зоны с пониженным уровнем излучений в ограниченном объеме пространства. Схема теневой радиационной защиты беспилотного аппарата с ядерным реактором на борту изображена на рис. 9.1 [37]. В качестве материала нейтронной защиты обычно применяется гидрид лития. В некоторых случаях слои нейтронной защиты, расположенные в непосредственной близости от реактора, изготавливаются из карбида бора или смеси карбида бора с алюминием (бораль). Особенностью гидрида лития является его нестабильность в условиях повышенных температур: при достижении 960К происходит плавление, сопровождаемое частичной диссоциацией на водород и литий. Для предотвращения утечки водорода гидрид лития заключается в герметичную оболочку, наддуваемую инертным газом. Для предотвращения утечки водорода из блока защиты, крупные блоки могут секционироваться на несколько последовательно расположенных герметичных отсеков. Оболочка нейтронной защиты выполняет также силовые функции- воспринимает усилия со стороны ядерного реактора и передает их на силовые элементы, связывающие оболочку с космическим аппаратом. Для этих целей оболочка снабжается соответствующими узлами крепления. В некоторых случаях силовая связь между реактором и рамой ядерной энергетической установки достигается посредством использования конической проставки (рис.9.1), введенной в полость защиты и приваренной к оболочке.

Рис.9.1. Теневая радиационная защита беспилотного аппарата с ядерным реактором на борту: 1- ядерный реактор; 2- защита от g — излучений; 3- оболочка; 4- проставка; 5- нейтронная защита; 6- узел крепления; 7- трубопровод

     Для того, чтобы не нарушать пространственно-энергетическое распределение ионизирующих излучений за блоком защиты, сквозные каналы в нем обычно отсутствуют. Если избежать использования каналов невозможно, направление их осей выбирается так, чтобы прошедшие излучения не попадали на поверхность космического аппарата.

     При проектировании защиты сначала рассчитывается толщина ее слоя, необходимая для ослабления до заданного уровня потока нейтронов. Далее  проверяется эффективность ослабления g — квантов.

В случае превышения допустимого уровня, к нейтронной защите добавляются слои из тяжелых элементов.

Однако, как уже отмечалось ранее, использование тяжелых материалов в данном случае сильно ограничено ввиду наличия жестких ограничений по массе.

     В материалах блока защиты при работе ядерной энергетической установки может выделяться значительное количество тепла. Помимо этого, блок может воспринимать дополнительные тепловые потоки за счет излучений реактора и излучателя энергоустановки.

Для предотвращения значительного повышения температуры гидрида лития, предусматривается охлаждение защиты. При относительно небольших характерных размерах блоков защиты охлаждение осуществляется посредством излучения в открытый космос с наружной поверхности оболочки.

Для интенсификации теплоотвода используется оребрение наружной поверхности или нанесение на нее специальных покрытий. Для уменьшения эффекта переоблучения от реактора или излучателя энергоустановки наружные поверхности днищ блока защиты могут снабжаться экранно-вакуумной тепловой изоляцией.

При больших характерных размерах защиты может понадобиться ее принудительное охлаждение с использованием специального контура теплоносителя и дополнительного низкотемпературного излучателя.

     Толщина слоев защиты пилотируемых космических аппаратов значительно больше, нежели беспилотных. Для таких аппаратов лучшими характеристиками обладает комбинация круговой и теневой защиты (рис.9.2).

Такая защита дополнительно обеспечивает радиационную безопасность в моменты осуществления выходов членов экипажа в открытый космос, а также при стыковках с другими космическими кораблями.

При наличии в составе ядерной энергетической установки контуров с активированным в реакторе теплоносителем, необходим дополнительный блок защиты для экранирования обитаемых отсеков от вторичных излучений из этого контура.

Рис.9.2. Комбинация круговой и теневой защиты: 1- круговая защита реактора; 2, 6- защита от — излучения; 3, 7- нейтронная защита; 4- трубопровод; 5- проставка; 8- телескопическая штанга.

     Соблюдение мер по обеспечению радиационной безопасности членов экипажа космических летательных аппаратов, снабженных ядерными энергетическими установками, приводит к значительному утяжелению радиационной защиты.

В качестве способа частичного облегчения защиты рассматриваются варианты дистанцирования энергоустановки от КЛА, например, посредством использования раздвижных ферм. Компоновка такого аппарата изображена на рис. 9.3.

С увеличением расстояния между ядерной энергоустановкой и обитаемым отсеком уменьшается требуемая толщина защитных экранов и их поперечные размеры. Вместе с тем, возможности дистанцирования ограничены.

В общем случае необходимо решение комплексной задачи оптимизации, учитывающей ослабление влияния ионизирующих излучений при меньших массах защиты с одной стороны и увеличение массы дистанцирующих устройств и инженерных систем совместно с трудностями их раздвижения с другой.

Рис.9.3.  Компоновка КЛА с ядерной энергетической установкой: 1- холодильник-излучатель; 2- ядерный реактор; 3- радиационная защита; 4- раздвижная форма; 5- панель с электроракетными двигателями; 6- бак с рабочим телом двигателей; 7- регулятор мощности; 8- космический аппарат

Реакторы ядерных энергетических установок для космических и летательных аппаратов

из Очерка истории ГНЦ РФ–ФЭИ (1946–2006 гг.) А.П. Сорокин, Л.И. Кудинова, Ю.В. Фролов

В 1990-е годы американцы были поражены, когда выяснилось, что единственные в мире ядерные энергетические установки, выведенные в космос, созданы не в Курчатовском институте (где их разработки не были доведены до летных испытаний), а в Обнинске, в Физико-энергетическом институте. В США работали над решением тех же задач и знали, что это – установки наивысшей сложности, так как они объединяют в себе две самые технически сложные отрасли: космическую и реакторную.

Ядерные ракетные двигатели (ЯРД)

Работы по созданию ядерных реакторов для летательных аппаратов были начаты в Лаборатории «В» в начале 1950-х годов. Первыми такими установками стали ядерные ракетные двигатели (ЯРД) с большой силой тяги, использующие водород в качестве рабочего тела.

Инициаторами работ по ракетным двигателям были молодые и талантливые ученые И.И. Бондаренко и В.Я. Пупко. Подчеркнем, что эти двое, вчерашние выпускники МГУ, всего пару лет назад появившиеся в Лаборатории «В», стали заниматься разработкой своей идеи по своей же собственной инициативе, на первых порах – в свое свободное время, т. е.

по вечерам и по ночам, невзирая на крайнюю загруженность основной работой. Вот так и было положено начало работам «по космосу» в институте. Они же выполнили первые оценочные характеристики ЯРД для баллистических ядерных ракет. Расчеты были проведены для водородного теплоносителя и других, более тяжелых рабочих тел (аммиак, спирт и др.).

Эти оценки были в дальнейшем систематизированы в отчете «Баллистическая атомная ракета», выпущенном в 1954 г.

Руководство ФЭИ (вначале работы по ЯРД возглавлял Д.И. Блохинцев, а после его ухода – А.И. Лейпунский) подхватило идею и организовало обсуждение проекта ЯРД на самом высоком уровне; в нем участвовали А.П. Завенягин, С.П. Королев, В.П. Глушко, М.В. Келдыш, А.М. Люлька.

Предложенный ядерный ракетный двигатель мог создавать тягу на Земле около 200 тонн, при этом реактор использовался двухзонный, гомогенный. Выходная температура рабочего тела – водорода – перед соплом должна была составлять порядка 3000 К.

Главное возражение ракетчиков вызвало использование водорода, который в жидком состоянии обладает аномально низкой плотностью и поэтому требует применения больших баков. К тому же водород в баках надо поддерживать в криогенном состоянии, что непросто.

В ФЭИ были сделаны достаточно убедительные оценки веса и размеров баков и всей ракеты в целом и показана большая перспективность водорода в качестве рабочего тела ракет. ФЭИ настаивал на выборе именно этого рабочего тела для ЯРД, где это особенно перспективно, поскольку атомы водорода не смешиваются с более тяжелыми атомами кислорода в камере сгорания, как это требуется для обычных ракет.

Тем не менее по настойчивому требованию ракетчиков были организованы совместные проработки ЯРД и баллистических ракет с традиционными рабочими телами (аммиак, гидразин, спирт и др.). В результате эти исследования лишь подтвердили правильность выбора водорода в качестве рабочего тела ЯРД.

Период разработки и испытаний – 1961–1984 гг.

• Тепловая мощность – 42 МВт
• Удельный импульс – 870 с
• Расход водорода – 2 кг/с
• Температура водорода на выходе – 2600 К

В 1956–1965 гг. в ФЭИ совместно с ОКБ-456 (В.П. Глушко) и НИИ-1 (М.В. Келдыш) были рассмотрены варианты двигательных и испытательных реакторов с различными замедлителями и выработаны оптимальные способы и пути решения проблемы разработки ЯРД.

Позднее, стремясь к применению минимальной по масштабу ракеты небольшой тяги, ученые ФЭИ начали проработки малогабаритных гетерогенных реакторов с гидридом циркония в качестве замедлителя и бериллиевым отражателем, в которых каналы с твэлами отделялись от замедлителя мощной волокнистой термоизоляцией из графита. Именно такого типа реакторы на тягу 3,6 тонны (ИР-100, или более позднее название ИРГИТ) в конце 1970-х – начале 1980-х годов прошли огневые испытания на стендовой базе «Байкал» около г. Семипалатинска. Эти испытания показали весьма обнадеживающие результаты.

Другим направлением разработок ядерных двигателей для летательных аппаратов в ФЭИ явились начатые в 1954 г. исследования по возможности создания авиационных ядерных силовых установок (АЯСУ) с жидкометаллическим теплоносителем (натрий, литий) в реакторном контуре.

То есть речь уже шла об установке реакторов на самолетах. Первые расчеты такой установки были представлены в 1954 г. и направлены разработчикам авиационной техники.

В дальнейшем были проведены различные проработки авиационных установок для экспериментального самолета ТУ-119 (на базе стратегического бомбардировщика ТУ-95), противолодочного самолета АН-22 и других, создан ряд предэскизных проектов. Однако, когда в ОКБ А.Н.

 Туполева была проведена проработка проекта самолета ТУ-95 с такой установкой, затраты на его создание были оценены в размере 1 миллиарда рублей, поэтому из-за высокой стоимости в финансировании работ было отказано.

Бортовые космические ЯЭУ

Еще более важным направлением работ стало создание бортовых космических ЯЭУ. Исследования по этой проблеме в ФЭИ начались в 1956 г., когда стало известно, что в ОКБ-1 (С.П. Королев) разрабатывается ракета-носитель Р-7, способная вывести на орбиту искусственного спутника Земли относительно большой груз.

У сотрудников ФЭИ во главе с И.И. Бондаренко возникла идея о возможности запуска в космос спутника, имеющего на борту ЯЭУ. Идея была поддержана А.И. Лейпунским. С.П.

 Королев также поддержал это предложение и включил пункт о разработке космической ЯЭУ в Постановление ЦК КПСС и СМ СССР по созданию мощной ракеты-носителя, предназначенной, в частности, для полета на Луну. ФЭИ был назначен научным руководителем работ.

После проработок ЯЭУ с машинным преобразованием энергии (ртутный и калиевый пар, газотурбинная схема) и других вариантов предпочтение было отдано схеме прямого преобразования с полупроводниковыми элементами.

Космическая термоэлектрическая установка ЯЭУ БУК

Космическая термоэлектрическая установка получила наименование ЯЭУ БУК. Для нее был разработан малогабаритный ядерный реактор на быстрых нейтронах с находящимся вне реактора термоэлектрическим генератором на полупроводниках.

Активная зона реактора заключена в тонкий шестигранный корпус, в котором устанавливались в плотной упаковке 37 твэлов. Каждый содержал блочки из уран-молибденового сплава и торцевые бериллиевые отражатели.

За корпусом размещался бериллиевый отражатель, в котором параллельно перемещались бериллиевые стержни – органы регулирования.

Отражатель был выполнен в виде отдельных деталей, стянутых тремя стальными лентами; при аварийном вхождении в атмосферу из космоса эти ленты перегорают и отражатель разваливается. Физика реактора отрабатывалась в ФЭИ на специально созданном критическом стенде, а твэлы испытывались на ресурс в ампульном канале реактора Первой АЭС.

Первые летные испытания состоялись 3 октября 1970 г. на космическом аппарате «Космос-367». Всего было выполнено 33 запуска ЯЭУ  БУК в космос на околоземные орбиты в составе космических аппаратов боевой системы военно-морской космической разведки.

Каждая установка проработала разное время на орбитах на высоте 280-240 километров (апогей-перигей) и выработала полезную электрическую мощность 2,3-2,5 кВт. Максимальный наработанный ресурс у одной установки составил 135 суток.

Последний космический аппарат с ЯЭУ  БУК («Космос-1933») был запущен на орбиту искусственного спутника 15 марта 1988 г., после чего запуски прекращены.

Термоэмиссионный реактор-преобразователь на промежуточных нейтронах ТОПАЗ

Параллельно в институте были проведены широкие исследования по созданию реактора-преобразователя с более перспективным – термоэмиссионным – принципом прямого преобразования энергии.

Термоэмиссионное преобразование по сравнению с термоэлектрическим позволяет увеличить КПД, повысить ресурс и улучшить массогабаритные характеристики энергоустановки и космического аппарата в целом.

В результате в ФЭИ был создан первый в мире термоэмиссионный реактор-преобразователь на промежуточных нейтронах ТОПАЗ.

Разработка термоэмиссионных ядерных установок началась в 1958 г., когда стало известно о готовящихся в Лос-Аламосской национальной лаборатории США реакторных экспериментах с одноэлементными образцами электрогенерирующих элементов. У истоков развития проблемы термоэмиссии в СССР также стояли И.И.

 Бондаренко и В.Я. Пупко, сумевшие заинтересовать этой задачей группу энтузиастов в ФЭИ и за его пределами (ПО «Красная Звезда», «Энергия» и др.). Большой вклад в становление этого направления, в создание термоэмиссионной ЯЭУ ТОПАЗ, научно-исследовательской и испытательной базы для нее внес А.И.

 Лейпунский.

Для ресурсных испытаний электрогенерирующих каналов в 1962 г. в реакторе Первой АЭС была создана и стала эксплуатироваться «петля прямого преобразования».

Для проведения наземных энергетических испытаний термоэмиссионных ЯЭУ в ФЭИ был сооружен уникальный испытательный стенд, оснащенный всеми системами для испытаний полноразмерных установок (вакуумная камера, отделение дистанционной резки, стапель сборки реактора и стапель общей сборки ЯЭУ в целом и др.).

Первый летный образец ЯЭУ ТОПАЗ был запущен в космос в качестве бортового источника электропитания на спутнике «Космос-1818» 2 февраля 1987 г. Ядерная энергоустановка проработала в космосе около полугода, до исчерпания имеющегося на борту запаса цезия.

Второй образец ТОПАЗ (на «Космосе-1876») был запущен 10 июля 1987 г. на безопасную орбиту 813/797 км. Он проработал на этой орбите около года, также до исчерпания запаса цезия.

Эти летные испытания, ставшие первыми (и единственными) в мире испытаниями ЯЭУ термоэмиссионного типа, были весьма высоко оценены мировой общественностью.

Расчетно-теоретические и экспериментальные исследования физики реакторов-преобразователей и защиты космических ЯЭУ проводились в отделении В.Я. Пупко. Конструкторско-технологические и материаловедческие разработки термоэмиссионных электрогенерирующих каналов и их изготовление проведены в отделении В.А.

 Малыха, а работы по теплофизике и жидкометаллическому теплоносителю – в отделении В.И. Субботина. Большой вклад в создание космических ЯЭУ внесли А.А. Абагян, П.М. Бологов, А.А. Визгалов, И.М. Гусаков, А.И. Ельцов, И.П. Засорин, А.В. Зродников, В.И. Ионкин, И.В. Истомин, В.А. Линник, Ф.П. Раскач, Э.А. Стумбур, А.П. Трифонов, Ю.С.

 Юрьев и многие другие.

Глава IX. Особые условия эксплуатации космических и летательных аппаратов с ядерными установками и радиационными источниками

• Статья
  43.
  Обеспечение безопасности космических
  и летательных аппаратов с ядерными
  установками и радиационными источниками
• При
  проектировании, строительстве и
  эксплуатации космических и летательных
  аппаратов с ядерными установками или
  радиационными источниками, а также с
  использованием энергии радиоактивных
  веществ должны соблюдаться нормы и
  правила в области использования атомной
  энергии, а также требования к охране
  окружающей среды.
• В
  случае возникновения неисправности на
  борту космического или летательного
  аппарата с ядерной установкой либо
  радиационными источниками, которая
  может привести к незапланированному
  возвращению ядерных материалов или
  радиоактивных веществ на Землю, оповещение
  заинтересованных государств и оказание
  им в случае необходимости помощи
  осуществляются в соответствии с
  международными договорами Российской
  Федерации и законодательством Российской
  Федерации.
• Оповещение
  органов местного самоуправления, органов
  регулирования безопасности и оказание
  в случае необходимости помощи населению
  осуществляются в порядке,
  определяемом Правительством Российской
  Федерации и органами государственной
  власти субъектов Российской Федерации.
• ГАРАНТ:
• См.
  комментарии
  к статье 43 настоящего Федерального
  закона

Глава X. Обращение с ядерными материалами, радиоактивными веществами и радиоактивными отходами

1. Информация
   об изменениях:
2. Федеральным
   законом
   от 11 июля 2011 г. N 190-ФЗ в статью 44
   настоящего Федерального закона внесены
   изменения
3. См.
   текст статьи в предыдущей редакции
4. Статья
   44.

   
   Государственная политика в области
   обращения с ядерными материалами,
   радиоактивными веществами и радиоактивными
   отходами

5. Государственная
   политика в области обращения с ядерными
   материалами,
   радиоактивными
   веществами
   и радиоактивными
   отходами
   должна предусматривать комплексное
   решение проблем нормирования их
   получения, образования, использования,
   физической защиты, сбора, регистрации
   и учета, транспортирования, хранения и
   захоронения.
6. Государственная
   политика в области обращения с ядерными
   материалами, радиоактивными веществами
   и радиоактивными отходами определяется
   настоящим Федеральным законом и иными
   законами о регулировании деятельности
   в области обращения с ядерными материалами,
   радиоактивными веществами, радиоактивными
   отходами.
7. ГАРАНТ:

См.
Санитарные
правила
СП 2.6.6.1168-02 «Санитарные правила
обращения с радиоактивными отходами
(СПОРО-2002)», утвержденные Главным
государственным санитарным врачом
Российской Федерации 16 октября 2002 г.

• См.
  комментарии
  к статье 44 настоящего Федерального
  закона
• Информация
  об изменениях:
• Федеральным
  законом
  от 1 декабря 2007 г. N 318-ФЗ в статью 45
  настоящего Федерального закона внесены
  изменения
• См.
  текст статьи в предыдущей редакции
• Статья
  45.
  Транспортирование ядерных материалов
  и радиоактивных веществ
• Транспортирование
  ядерных материалов и радиоактивных
  веществ должно осуществляться в
  соответствии со специальными правилами,
  правилами транспортирования особо
  опасных грузов, с нормами и правилами
  в области использования атомной энергии,
  законодательством Российской Федерации
  в области охраны окружающей среды.

Правила
транспортирования ядерных материалов
и радиоактивных веществ должны
предусматривать права, обязанности и
ответственность отправителя, перевозчика
и получателя, меры безопасности,
физической защиты, систему согласованных
мер по недопущению транспортных
происшествий и аварий при перевозке
ядерных материалов и радиоактивных
веществ, требования к упаковке, маркировке
и транспортным средствам, мероприятия
по локализации и ликвидации последствий
возможных аварий при транспортировании
указанных материалов и веществ. Правила
транспортирования ядерных материалов
и радиоактивных веществ должны
предусматривать все возможные виды
транспорта.

1. Перевозчик
   ядерных материалов и радиоактивных
   веществ должен иметь разрешение
   (лицензию), выданное
   соответствующим органом государственного
   регулирования безопасности, на право
   ведения работ в области использования
   атомной энергии.
2. Иностранные
   организации, имеющие соответствующие
   разрешения (лицензии) на право ведения
   работ в области использования атомной
   энергии, выданные федеральными органами
   исполнительной власти или Государственной
   корпорацией по атомной энергии «Росатом»,
   могут осуществлять транспортирование
   (перевозку) ядерных материалов при
   осуществлении международных морских
   или воздушных перевозок.
3. ГАРАНТ:
4. См.
   комментарии
   к статье 45 настоящего Федерального
   закона
5. Статья
   46.
   Предупреждение транспортных происшествий
   и аварий при транспортировании ядерных
   материалов и радиоактивных веществ
6. При
   транспортировании ядерных материалов,
   радиоактивных веществ транспортные
   организации с участием отправителей и
   получателей указанной продукции,
   эксплуатирующих организаций, а при
   необходимости — органов местного
   самоуправления, соответствующих органов
   государственного регулирования
   безопасности, в том числе органов
   государственного санитарно-эпидемиологического
   надзора, органов внутренних дел и
   формирований гражданской обороны
   обязаны осуществлять мероприятия по
   предупреждению транспортных происшествий
   и аварий и по ликвидации их последствий,
   а также мероприятия по защите работников
   объектов использования атомной энергии,
   населения, окружающей среды и материальных
   ценностей.

Для
ликвидации последствий аварий при
транспортировании ядерных материалов
и радиоактивных
веществ
используются также региональные
аварийные формирования эксплуатирующих
организаций. Порядок
формирования, функционирования и
финансирования региональных аварийных
формирований эксплуатирующих организаций
устанавливается Правительством
Российской Федерации.

• ГАРАНТ:
• См.
  комментарии
  к статье 46 настоящего Федерального
  закона
• Информация
  об изменениях:
• Федеральным
  законом
  от 11 июля 2011 г. N 190-ФЗ в статью 47
  настоящего Федерального закона внесены
  изменения
• См.
  текст статьи в предыдущей редакции
• Статья 47.
  Хранение и переработка ядерных материалов
  и радиоактивных веществ

При
хранении и переработке ядерных материалов
и радиоактивных веществ должна
обеспечиваться надежная защита работников
объектов использования атомной энергии,
населения и окружающей среды от
недопустимого в соответствии с нормами
и правилами в области использования
атомной энергии радиационного воздействия
и радиоактивного загрязнения. Временное
технологическое хранение облученных
тепловыделяющих сборок ядерных реакторов
в целях повышения безопасности и снижения
затрат при последующем обращении с ними
и их переработка в целях извлечения из
них ценных компонентов осуществляются
в соответствии с законодательством
Российской Федерации. Переработка
отработавшего ядерного топлива в целях
извлечения из него ценных компонентов
должна осуществляться в соответствии
с законодательством Российской Федерации.

1. ГАРАНТ:
2. См.
   комментарии
   к статье 47 настоящего Федерального
   закона
3. Информация
   об изменениях:
4. Федеральным
   законом
   от 11 июля 2011 г. N 190-ФЗ в статью 48
   настоящего Федерального закона внесены
   изменения
5. См.
   текст статьи в предыдущей редакции
6. Статья
   48.
   Хранение или захоронение радиоактивных
   отходов
7. При
   хранении или при захоронении радиоактивных
   отходов должны быть обеспечены их
   надежная изоляция от окружающей среды,
   защита настоящего и будущих поколений,
   биологических ресурсов от радиационного
   воздействия сверх установленных нормами
   и правилами в области использования
   атомной энергии пределов.

Хранение
или захоронение радиоактивных отходов
допускается только в специально
предназначенных для этого пунктах
хранения.

Хранение или захоронение радиоактивных
отходов должно предусматриваться
проектной или технической документацией
в качестве обязательного этапа любого
цикла ядерной технологии.

Хранение и
захоронение радиоактивных отходов
осуществляются в соответствии с
Федеральным
законом
«Об обращении с радиоактивными
отходами и о внесении изменений в
отдельные законодательные акты Российской
Федерации», другими федеральными
законами, законами субъектов Российской
Федерации, нормативными правовыми
актами Президента Российской Федерации,
нормативными правовыми актами
Правительства Российской Федерации, а
также нормативными правовыми актами
федеральных органов исполнительной
власти, организаций, осуществляющих
нормативно-правовое регулирование в
области использования атомной энергии.

ГАРАНТ:

См.
Положение
о передаче радиоактивных отходов на
захоронение, в том числе радиоактивных
отходов, образовавшихся при осуществлении
деятельности, связанной с разработкой,
изготовлением, испытанием, эксплуатацией
и утилизацией ядерного оружия и ядерных
энергетических установок военного
назначения, утвержденный постановлением
Правительства РФ от 10 сентября
2012 г. N 899

См.
комментарии
к статье 48 настоящего Федерального
закона