ОСТАТОЧНАЯ РАДИОАКТИВНОСТЬ МАТЕРИАЛОВ ПРИ СНЯТИИ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ С ЭКСПЛУАТАЦИИ

В. И. Усанов, А. Г. Цикунов, М. Ф. Троянов, В. С. Каграманян, Э. П. Попов, П. И. Маркелов

Аннотация


Обосновывается необходимость учета при проектировании не только эксплуатационных показателей ядерных установок, но и послеэксплуатационных характеристик, связанных с остаточной радиоактивностью материалов, таких, как коллективная доза персонала и населения при снятии с эксплуатации, количество радиоактивных отходов, затраты на снятие. На примере проекта БН-800 показано, что при соответствующей оптимизации конструкции предполагаемые затраты на снятие могут быть уменьшены в несколько раз, а оптимальные сроки полного снятия с эксплуатации сокращены с 70—100 до 10—15 лет. В улучшенном варианте большая часть материалов допускает многократное повторное применение, благодаря чему можно создать новую установку почти полностью из использованных ранее материалов. Рис. 3, табл. 1, список лит. 13 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Maclachlan A. NEA study finds waste weight is key to decommissioning cost. — Nucleon. Week, 1991, v. 32, № 42, p. 1—9.

Essman J., Lukaes G. Experience and strategy of decommissioning NPP’s in Federal Republic of Germany. — Nucl. Europe, 1988, № 10, p. 35—47.

Миронович Ю.Н. Основные возможности комплекса программ ДД-30 на ЕС ЭВМ. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1983, вып. 4(33), с. 28—36.

Evans J., Lepel Е., Sanders R. е.а. Long-lived activation products in light-water-reactor construction materials. Implications for decommissioning. — Radioactive Waste Management and Nuclear Fuel Cycle, 1988, v. 11, № 1, p. 1—39.

Аболмасов Ю.П., Гаврилов С.Д., Мелихар Э., Пиетрик И. Остаточная активность материалов ЯТУ, годных для неограниченного использования. — Тез. докл. VI Российской конф. по защите от излучений (Обнинск, 20—23 сент. 1994), 1994, Обнинск, т. 2, с. 210.

Napier В., K ennedy W. Estimated doses from decommissioning activities at commercial nuclear power stations. — Trans. ANS, 1989, v. 59, p. 44.

Heine W., Jackson G. Coping with the biggest dismantling in the world. — Nucl. Engng Intern., 1989, v. 34, № 320, p. 24.

Wayne L. Keeping radiation exposures at US and european nuclear power plants as low as reasonably achievable. — Trans. ANS, 1989, v. 59, p. 38—40.

Nucl. Engng Intern., 1990, v. 35, № 434, p. 20—22.

Деловой мир, 1994, № 112 (945), с. 7.

Болгарин В.И., Ефимов И.А., Жилкин А.С. и др. Экспериментальные исследования переноса радиоактивных элементов в первом контуре реакторов БР-10 и БН-350: Препринт ФЭИ-2019, 1989. 24 с.

Coulambourg J., Devillers G., Le Dieu Ville A., Nimal J. Conception des protections du reactor Phenix. — In: Proc. 4th Intern. Conf. Reactor Shielding, v. 1, OECD- IAEA, Paris, 1972, p. 50—67.

Brindley K. Shieldings of commercial fast reactor. — Ibid, p. 68—86.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.