Демонтаж ядерно-энергетических установок сопровождается образованием большого количества отходов. Так, при демонтаже зданий и технологических систем одного энергоблока с водо-водяным реактором мощностью 1000МВт высвобождается около 10тыс. т металлического лома. В большей или меньшей степени все материалы, высвобождающиеся при демонтаже, будут радиоактивными. Радиоактивное загрязнение распределено неравномерно. На долю активированных материалов при безаварийной штатной эксплуатации приходится более 99% полной активности и только несколько процентов общего объема радиоактивных отходов. Остальной объем отходов составляют поверхностно загрязненные материалы, значительная часть которых после дезактивации может быть освобождена от радиационного контроля, переработана или захоронена обычным способом. При этом ожидается двойной экономический эффект от продажи материалов и снижения объема радиоактивных отходов, что особенно важно в связи с высокой стоимостью захоронения последних.

Любое использование источника ионизирующих излучений должно производиться в соответствии с нормами радиационной безопасности. Однако в отдельных случаях возможный радиационный ущерб, связанный с использованием источника, оказывается настолько незначительным, что применение к подобной деятельности требований норм радиационной безопасности в полном объеме оказывается бесполезной растратой ресурсов. В соответствии с рекомендациями МАГАТЭ, подтвержденными в отечественных нормах радиационной безопасности (НРБ-96), индивидуальную эффективную дозу порядка 10мкЗв/год и коллективную дозу порядка 1чел.-Зв можно считать пренебрежимо малыми, а источник, приводящий к таким дозам, может быть освобожден от контроля.

Доза облучаемого индивида не может быть непосредственно применена на практике. Для практических применений критерии освобождения от контроля должны быть выражены в величинах, связанных с источником на момент его освобождения, например, удельной или поверхностной активности, полной активности или производных от них величин. Для решения данной задачи в настоящей работе разработан набор сценариев (математических моделей), описывающих условия облучения и определяющих связь индивидуальной и коллективной дозы с уровнями загрязнения освобождаемого от контроля металлического лома. Сценарий задается набором параметров таких, как геометрия внешнего облучения, количество облучаемых лиц, мощность предприятия, максимально возможное время контакта с отходами в течение года и т. д..

В работе создана математическая модель утилизации металлического лома, учитывающая специфику отечественной промышленности. Модель включает сценарии транспортировки лома автомобильным и железнодорожным транспортом, предварительную переработку (резка, прессование, сортировка и т.д.), переплавку на металлургическом заводе, утилизацию шлака и использование готовой стали в строительной индустрии и производстве различных изделий.

Сценарии утилизации учитывают реальные статистические распределения основных параметров, влияющих на формирование индивидуальной и коллективной дозы. Разработанная модель позволяет рассчитать распределение индивидуальной дозы по группе лиц, вовлеченных в процесс утилизации.

Для широкого круга радионуклидов приводятся допустимые концентрации и полные активности, при которых соблюдаются приведенные выше дозовые критерии. Результаты приводятся для двух практически важных ситуаций: освобождение поверхностно загрязненного лома сразу после демонтажа без предварительной переработки и освобождение металла после предварительной переплавки на специальном предприятии.