Оценка поступления трития в атмосферу из брызгальных бассейнов Балаковской АЭС в холодный период

atmosphere_tritiumЕкидин А. А., к.ф.-м.н. (ekidin@ecko.uran.ru), Антонов К. Л., к.ф.-м.н. (antonov@ecko.uran.ru), Васильев А. В., к.т.н. (alexey.vasiljev@gmail.com), Васянович М. Е. (vasyanovich_maks@mail.ru), Пышкина М. А. (maria1pyshkina@gmail.com) (ИПЭ УрО РАН), Курындин А. В., к.т.н. (kuryndin@secnrs.ru), Шаповалов А. С. (shapovalov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Антушевский А. С. (antalex1956@mail.ru), Семенов М. А. (semenovmw@mail.ru), Мурашова Е. Л. (katiy77mr@gmail.com) (ФГУП «ПО Маяк»), Капустин И. А., к.х.н. (kapustin@bk.ru), Филатов И. Ю. (fiu@electrospinning.ru) (ОАО «НИФХИ им. Л. Я. Карпова»).

В настоящей работе представлены результаты оценки поступления трития из брызгальных бассейнов Балаковской АЭС в атмосферу в холодный период. Показано отличие условий формирования газоаэрозольного облака тритированной воды над поверхностью брызгальных бассейнов в холодный и теплый периоды года. Проведено сравнение возможных подходов к оценке интенсивности выбросов трития с поверхности брызгальных бассейнов. Выполнена оценка накопления трития в снежном покрове в районе расположения брызгальных бассейнов. Получена консервативная оценка облучения критической группы населения, показывающая необходимость нормирования выбросов трития из брызгальных бассейнов Балаковской АЭС.
(далее…)


Оценка эффективности низкотемпературного «мокрого» отжига корпусов реакторов ВВЭР-1000

low-temperature_wet_annealingКрюков А.М., д.т.н. (kryukov@secnrs.ru), Рубцов В.С., к.т.н. (vrubtsov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Анализ экспериментальных данных, полученных в России и за рубежом, показал, что «мокрый» отжиг при температуре ~340 °С эффективен для корпусных сталей с низким содержанием меди и фосфора. В случае «мокрого» отжига отсутствует необходимость во внешнем источнике тепла для нагрева корпуса, а водный теплоноситель разогревается до температуры ~340 °С главными циркуляционными насосами. «Мокрый» отжиг предлагается в качестве альтернативы «сухому» отжигу корпусов ВВЭР-1000 при температуре 550–580 °С.

Прочесть статью можно в формате PDF.
(далее…)


Метод оценки содержания альфа- и бета-излучающих радионуклидов в РАО радиохимических производств по матрице присутствующих гамма-излучающих радионуклидов

radionuclide_content_estimatingЖеребцов А.А., к.т.н. (zhala@proryv2020.ru) (ИТЦП «ПРОРЫВ»), Варлаков А.П., д.т.н. (apvarlakov@bochvar.ru), Германов А.В., к.т.н. (avgermanov@bochvar.ru), Мельников М.В., к.т.н. (vladmvm@inbox.ru) (АО «ВНИИНМ»), Коротков А.С. (korotkov_as@vniiftri.ru) (ФГУП «ВНИИФТРИ»), Ельцин В.Ф. (elcin@greenstar.ru), Чураков А.К., к.ф-м.н. (drchurakov@mail.ru) (ООО НИПП «Грин Стар Инструментс»).

Приведен метод оценки содержания сложнодетектируемых радионуклидов в радиоактивных отходах опытно-демонстрационного энергетического комплекса, позволяющий свести к минимуму затраты, связанные с необходимостью представительного отбора, пробоподготовки и анализа проб.

Прочесть статью можно в формате PDF.

Method for estimating the content of alpha- and beta-emitting radionuclides in radwaste of radiochemical industry using the matrix of gamma-emitting radionuclides

Zherebtsov A., Ph. D. (ITCP «PRORYV»), Varlakov A., Ph. D., Germanov A., Ph. D., Melnikov M., Ph. D. (JSC «VNIINM»), Korotkov A. (FSUE «VNIIFTRI»), Elсin V., Churakov A., Ph. D. (LLC RPE «Green Star Instruments»).

A method for estimating the content of difficult-to-measure radionuclides in the radioactive waste of a pilot demonstration power complex, which allows minimizing the costs of sampling, sample preparation and analysis, is presented.


Наведенная активность радиационной защиты в проблеме вывода из эксплуатации ядерных установок

induced_activityБылкин Б.К., д.т.н. (bbylkin@rambler.ru), Кожевников А.Н., к.т.н. (kozhevnikov_an@nrcki.ru) (НИЦ «Курчатовский институт»), Енговатов И.А., д.т.н. (eng46@mail.ru) (НИУ МГСУ), Синюшин Д.К. (dimsin@bk.ru) (АО «ГСПИ»).

В статье представлены обобщающие результаты выполненных авторами исследований активации защитных бетонов для действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР с учетом стадии вывода из эксплуатации.

Ознакомиться со статьёй можно в формате PDF.

(далее…)


Компьютерная база данных по дефектам металла оборудования и трубопроводов атомных электростанций

metal_flawsКораблева С. А., к.т.н. (korableva@secnrs.ru), Рубцов В. С., к.т.н. (vrubtsov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В ФБУ «НТЦ ЯРБ» разработана и поддерживается компьютерная база данных по дефектам металла оборудования и трубопроводов Российских АЭС, которая позволяет выполнять поиск дефектов по различным критериям запроса и может быть использована для отбора наиболее опасных дефектов при выполнении анализа безопасности эксплуатации оборудования и трубопроводов АЭС, содержащих трещиноподобные дефекты, а также с целью установления истории зарождения и развития дефектов. В статье приведен пример использования базы данных для оценки возможности разрушения аустенитных трубопроводов РБМК при наличии трещиноподобных дефектов.

Ознакомиться с полной версией статьи можно в формате PDF.

(далее…)


О системе требований Федеральных норм и правил по предотвращению взрывоопасности объектов ядерного топливного цикла

explosion_hazardsСоколов И. П., д.х.н. (isokolov@secnrs.ru>), Шарафутдинов Р. Б., к.т.н. (charafoutdinov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

При обеспечении ядерной и радиационной безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОЯТЦ) одной из наиболее важных составляющих является предотвращение их взрывоопасности. В связи с этим возникает потребность в анализе современного состояния системы требований федеральных норм и правил (ФНП) в области использования атомной энергии по предотвращению возникновения аварийных взрывов на ОЯТЦ. При проведении такого анализа были выделены несколько существенных аспектов.

Ознакомиться со статьёй целиком можно в формате PDF.
(далее…)


Оценка долговременной безопасности объекта окончательной изоляции радиоактивных отходов, создаваемого при выводе из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора

long-term_safety_assessmentТалицкая А. В. (avtalitskaya@norao.ru) (ФГУП «НО РАО»), Захарова Е. В., к.х.н. (zakharova@ipc.rssi.ru), Андрющенко Н. Д. (nataliarchem@gmail.com) (ИФХЭ РАН), Бочкарев В. В. (bochkarev@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье приводятся основные результаты оценки долговременной безопасности объекта окончательной изоляции РАО, создаваемого при выводе из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора на месте его размещения. Описана методика проведения оценки долговременной безопасности, ее основные этапы и результаты проведения прогнозных расчетов.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.
(далее…)


Об оценке погрешностей расчетов, выполняемых при обосновании безопасности объектов использования атомной энергии

error_evaluationБогдан С.Н., к.т.н. (bogdan@secnrs.ru), Ковалевич О.М., д.т.н. (kovalevich@secnrs.ru), Козлова Н.А., к.т.н. (kozlova@secnrs.ru), Шевченко С.А., к.т.н. (sshevchenko@secnrs.ru), Яшников Д.А., к.т.н. (yashnikov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье представлены результаты анализа отечественной и международной практики по оценке погрешностей программных средств, используемых для расчетных обоснований безопасности объектов использования атомной энергии. Предложен подход к оценке погрешности расчетов по программным средствам, основанный на учете неопределенности параметров расчетной модели программного средства и неопределенности измерений в экспериментах, используемых для валидации программного средства. Представлен обзор существующих в России и за рубежом методов анализов неопределенности параметров расчетной модели программных средств, используемых при обосновании безопасности объектов использования атомной энергии. Приведено описание применения метода анализа неопределенностей, основанного на использовании соотношения Уилкса. Обсуждаются предложения по совершенствованию нормативных документов Ростехнадзора в части требований к погрешностям расчетов, выполняемых при обосновании безопасности ОИАЭ.

Скачать статью целиком можно в формате PDF. (далее…)


Обеспечение водородной безопасности на атомных электростанциях с водоохлаждаемыми реакторными установками. Современное состояние проблемы

hydrogen_safetyКириллов И. А., к.ф-м.н. (kirillov_ia@nrcki.ru) (НИЦ «Курчатовский институт»), Харитонова Н. Л., к.т.н. (kharitonova@secnrs.ru), Шарафутдинов Р. Б., к.т.н. (charafoutdinov@secnrs.ru), Хренников Н. Н., к.ф-м.н. (khrennikov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Водородная безопасность является одним из ключевых элементов обеспечения безопасности водоохлаждаемых реакторов. В статье проанализированы зарубежные и отечественные работы, направленные на повышение водородной безопасности водоохлаждаемых реакторов с учетом уроков аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи». Рассмотрены неопределенности и ограничения существующих подходов к обеспечению водородной взрывобезопасности АЭС, в частности, проблема обеспечения безопасной работы пассивных каталитических рекомбинаторов водорода в условиях тяжелых запроектных аварий. Выделены первоочередные фундаментальные и прикладные проблемы, решение которых необходимо для целенаправленного и эффективного повышения уровня водородной безопасности на АЭС с ВВЭР.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.
(далее…)


Анализ предложений по концепциям быстрых реакторов на обедненном уране

fast_reactorsДмитриев А. М., д.т.н. (ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ»), Иванов В. С. (vivanov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Синцов А. Е. (sintsov@vosafety.ru) (ФГУП ВО «Безопасность»).

В статье анализируются предлагаемые в России и США концепции использования обедненного урана для нужд ядерной энергетики. Показывается, что на настоящий момент отсутствуют достаточные основания для вывода о наличии готового к внедрению предложения по концепции ядерного реактора, использующего обедненный уран в качестве основного топлива. Сделан вывод о том, что необходимо определение требований к конструкционным материалам, конструкции активной зоны, стратегии запуска с использованием обогащенного урана или плутония, схеме перегрузок в условиях дефицита нейтронного баланса, позволяющих спроектировать ядерную систему за обозримый интервал времени.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.
(далее…)