Авторы
Лебедев C.C., Рождественский И.М.
Организация
Акционерное общество «Ордена Ленина Научно-исследовательский конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля», Москва, Россия
Лебедев С.С. – инженер 2 категории. Контакты: 107140, Москва, пл. Академика Доллежаля, д. 1, к. 3. Тел.: (484) 264-42-32; e-mail:
Рождественский И.М. – заместитель начальника отдела – начальник группы.
Аннотация
В ходе реализации комплексных мероприятий, направленных на безопасный и эффективный вывод из эксплуатации реакторов РБМК-1000 первой очереди Курской атомной электростанции, одной из ключевых задач являются процедуры выгрузки отработавшего ядерного топлива из активной зоны ядерного реактора и перемещение отработавших тепловыделяющих сборок в приреакторный бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива. Этот бассейн служит временным хранилищем, где отработавшее топливо может находиться в условиях, обеспечивающих его безопасное охлаждение и изоляцию. После того как отработавшие тепловыделяющие сборки, в том числе некондиционные, будут выгружены и помещены в бассейн выдержки, наступает следующий этап – их последующая перевозка в специализированное хранилище отработавшего ядерного топлива. Данный процесс требует особого внимания и тщательной подготовки, поскольку включает в себя обращение как с обычными тепловыделяющими сборками, так и с некондиционными, которые требуют индивидуального подхода при работе с ними. В хранилище отработавшего ядерного топлива отработавшие тепловыделяющие сборки также хранятся в бассейне выдержки под защитным слоем воды.
Обоснование ядерной безопасности на всех этапах обращения с отработавшими тепловыделяющими сборками требует детального анализа с учетом всех возможных рисков и потенциальных угроз, и является важнейшим этапом работ по переводу топлива в хранилище отработавшего ядерного топлива. Только при условии выполнения всех необходимых процедур и соблюдения стандартов ядерной безопасности можно с уверенностью сказать о том, что процесс перевода топлива в хранилище отработавшего ядерного топлива пройдет без нарушений и в соответствии с установленными нормативными требованиями.
Ключевые слова
ядерная безопасность, эффективный коэффициент размножения нейтронов, Курская АЭС, некондиционная тепловыделяющая сборка, бассейн выдержки, хранилище отработавшего ядерного топлива, прецизионный код, метод Монте-Карло
УДК 621.039.58
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 3, c. 93–100