Абрамов А.А., Дорофеев А.Н., к.т.н., Комаров Е.А. (Госкорпорация «Росатом»), Кудрявцев Е.Г., к.х.н. (Ростехнадзор), Большов Л.А., чл.-кор. РАН,  д-р ф.-м. н., Линге И.И., д.т.н., Абалкина И.Л., к.э.н., Бирюков Д.В., Ведерникова М.В. (ИБРАЭ РАН), Хамаза А.А., Шарафутдинов Р.Б., к.т.н., Бочкарев В.В. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В ходе реализации мероприятий федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» сформировалась потребность системного рассмотрения состава ядерного наследия, конечного состояния входящих в него объектов, приоритетов и путей достижения конечных целей по его ликвидации. На текущий момент проведены анализ предварительных итогов инвентаризации ядерно- и радиационно опасных объектов различного типа с учетом их текущего состояния, включая ранжирование ЯРОО по степени опасности, видам собственности, ведомственной принадлежности и иным характеристикам, формулирование критериев отнесения к ядерному наследию, общих подходов к стратегическому планированию, а также дана краткая характеристика алгоритмов формирования мероприятий по наследию на период до 2025 г.

Статья целиком доступна для скачивания в формате PDF.

Петровский Н.П., Пинчук Г.Н., (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Иванов М.В. (Ростехнадзор).
Обсуждаются вопросы оценки состояния систем физической защиты при осуществлении контроля и надзора за физической защитой объектов использования атомной энергии. Рассмотрены возможные подходы и методологии оценок состояния системы физической защиты, особенности и преимущества таких оценок в отношении систем физической защиты на радиационных объектах и на ядерных объектах с учетом особенностей каждого вида объектов и регулирующих требований к этим системам.

Статья целиком доступна для скачивания в формате PDF.

Малков А.П., д.т.н. (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград).

Мощность исследовательских реакторов (ИР) и, соответственно, количество радиоактивных веществ (РВ) в них меньше, чем у энергетических реакторов, тем не менее, потенциальная опасность ИР для персонала, населения и окружающей среды все же достаточно велика в силу таких особенностей, как:

• меньшее, чем у энергетических реакторов, количество физических барьеров, препятствующих распространению РВ, особенно у бассейновых ИР;
• частые перегрузки ИР и высокая частота переходных режимов;
• значительное влияние экспериментальных устройств (ЭУ) на физические характеристики и безопасность ИР;
• высокая плотность и неравномерность распределения нейтронного потока, что приводит к быстрому набору флюенса нейтронов в конструкционных материалах и повышению вероятности отказов элементов ИР вследствие этого;
• использование в наиболее мощных ИР, как правило, высокообогащенного топлива, критические параметры которого минимальны;
• эксплуатация большинства ИР в режимах с частичной перегрузкой топлива, что приводит к непостоянству профиля энерговыделения в активной зоне, эффективности органов СУЗ и переменному значению запаса реактивности от кампании к кампании;
• частые модернизации ИР и внедрение новых устройств с целью расширения экспериментальных возможностей, при которых меняются физические характеристики реакторов и условия безопасной эксплуатации.

Названные особенности ИР обуславливают менее стандартизованный подход к анализу безопасности этих реакторов, по сравнению с реакторами других типов. Базовый международный документ по безопасности исследовательских реакторов [1] декларирует необходимость дифференцированного подхода к анализу и достижению безопасности ИР. При этом, в отличие от других типов реакторов, проектное обоснование безопасности ИР не является исчерпывающим, поскольку частые модернизации ИР, ввод новых ЭУ, реализация различных режимов испытаний приводят к тому, что физические и технические характеристики ИР меняются в процессе эксплуатации. В связи с этим отчет по обоснованию безопасности (ООБ) ИР с анализом его безопасности в процессе эксплуатации реактора.

Статья целиком доступна для скачивания в формате PDF.

Алпеев А.С., к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Аварийные защиты атомных станций играют первостепенную роль в обеспечении их безопасности при функционировании в режимах с нарушениями нормальной эксплуатации, в том числе при проектных авариях. В связи с этим к качеству реализации функций аварийных защит нормативными документами по безопасности атомных станций предъявляются достаточно жесткие технические требования. Так, например, в таблице приложения 1 документа [1] указаны следующие свойства функциональных групп управляющих систем, качество которых должно быть обосновано в проектной документации: разнообразие, многоканальность, независимость, надежность, контролепригодность, электромагнитная совместимость, стойкость к механическим воздействующим факторам, стойкость к климатическим факторам, пожаробезопасность, стойкость в полях ионизирующего излучения для элементов систем, расположенных в зоне этих полей, метрология и стойкость к химическим  реагентам.

Примененный  термин «функциональная группа» определен в [1] следующим образом: «Функциональная группа (ФГ) – принятая в проекте часть управляющей системы, представляющая собой совокупность средств автоматизации, выполняющих заданную функцию управляющих систем». Этот перечень свойств ФГ дает наглядное представление об объеме обосновывающих материалов проекта управляющей системы (УС).

В настоящей статье в дальнейшем будет уделено внимание только двум свойствам ФГ УС: разнообразию и надежности.

Статья целиком доступна для скачивания в формате PDF.

Сорокин В.Т., Демин А.В., Кащеев В.В. (АО «Атомпроект») Гатауллин Р.М., Меделяев И.А. (ОАО «345 механический завод»).

Несмотря на успехи, достигнутые в области обращения с радиоактивными отходами (РАО), некоторые вопросы остаются дискуссионными. В их числе вопрос об упаковках РАО для захороне- ния. В последнее время на ряде объектов исполь- зования атомной энергии для кондиционирования РАО стали использоваться бетонные контейнеры типа НЗК, которые стали альтернативой широко применяемым металлическим  бочкам  объемом 0,2 м3 и металлическим контейнерам.

В соответствии с Федеральным  законом  от 11 июля 2011 г. №190-ФЗ «Об обращении с радио- активными отходами  и  о  внесении  изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации», удаляемые кондиционированные РАО должны быть переданы Национальному оператору на захоронение.

После установления тарифа на захоронение упаковок РАО, определяемого объемом упаковки, перед эксплуатирующими организациями встает вопрос об эффективности использования той или иной упаковки, которая будет передаваться Национальному оператору на захоронение.

Ответ на этот вопрос следует искать в анализе современной нормативно-технической базы и в том, насколько полно те или иные упаковки отве- чают современным требованиям федеральных норм и правил в области обеспечения радиационной безопасности. Важным фактором принятия реше- ния являются, конечно, технико-экономические показатели.

В данной работе представлен анализ показате- лей безопасности использования контейнеров НЗК для кондиционирования РАО 3 класса.

Статья целиком доступна для скачивания в формате PDF.