Главное

Главное

Опыт разработки и внедрения неразрушающих методик измерений ядерных материалов в отложениях, накоплениях, отходах

В соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии НП-030-19 «Основные правила учета и контроля ядерных материалов» «значения масс ядерных материалов (ЯМ) в технологических потерях, отложениях, накоплениях, а также погрешности этих значений должны быть определены на основании методик измерения или расчетных методик, действующих в организации».

В статье представлены основополагающие принципы подхода, разработанного для построения и аттестации методик измерений массы ядерных материалов в отложениях в технологическом оборудовании (воздуховодах, трубопроводах), в накоплениях на фильтрах системы газоочистки, отходах производства гамма-спектрометрическим методом. Рассмотрены особенности построения и аттестации разработанных методик измерений и представлены результаты их внедрения на ФГУП «ПО «Маяк» и апробации данных методик на реальных объектах контроля.

Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации ядерных радиационно опасных объектов АО «ВНИИНМ»
В статье рассматриваются вопросы организации и обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии ядерного топливного цикла, в том числе находящихся в черте плотной жилой застройки, в частности АО «ВНИИНМ». На примере уже завершённых работ по выводу из эксплуатации корпуса «Б» АО «ВНИИНМ» приводится описание успешной организации и осуществления обеспечения радиационной безопасности работ по выводу из эксплуатации радиоактивно загрязнённого здания в черте плотной городской застройки города Москвы. Проанализированы мероприятия по обеспечению радиационного контроля при выводе из эксплуатации корпуса «Б». Показано, что радиационный контроль, проводимый в соответствии с проектной документацией по выводу из эксплуатации корпуса «Б», включал измерение радиационных характеристик демонтируемого оборудования и коммуникаций, строительных конструкций, удаляемых отходов. Проведено 339 039 измерений, что в 1,9 раза превысило запланированное в проектной документации количество. Описано применение средств индивидуальной защиты, позволивших наряду с соблюдением санитарно-пропускного режима полностью исключить попадание радиоактивных веществ на слизистые оболочки и кожные покровы персонала и обеспечить его нормативную дозовую нагрузку. Проведено сопоставление проектных и фактических показателей по выводу из эксплуатации корпуса «Б», проектных показателей вывода из эксплуатации установки У-5, корпуса «Ж» АО «ВНИИНМ».
О нормировании выбросов и сбросов радиоактивных веществ, образующихся в результате деятельности предприятий, не связанных с осуществлением деятельности в области использования атомной энергии

Рассмотрена практика государственного нормирования выбросов и сбросов радионуклидов природного происхождения, образующихся в результате деятельности предприятий, не связанных с осуществлением деятельности в области использования атомной энергии, принятая в зарубежных странах и рекомендованная МАГАТЭ.

Российская система нормирования выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду построена на тех же базовых принципах и критериях, которые лежат в основе зарубежных систем нормирования и сбросов радионуклидов природного происхождения и которые рекомендованы МАГАТЭ. Также рассмотрены регулирующие требования Российской Федерации в части нормирования выбросов и сбросов радиоактивных веществ на предмет возможности их применения в отношении выбросов и сбросов радионуклидов природного происхождения.

Сформированная к настоящему времени в Российской Федерации нормативно-методическая база содержит все необходимые правовые механизмы для нормирования выбросов и сбросов радиоактивных веществ промышленных объектов, не относящихся к объектам использования атомной энергии, и, кроме того, она основана на лучших международных практиках и полностью соответствует стандартам МАГАТЭ.

Применение математических методов при выборе оптимального варианта обращения с радиоактивными отходами
Рассмотрены проблема выбора варианта обращения с радиоактивными отходами и применение метода многофакторного анализа при выборе оптимального варианта на множестве альтернатив. Приведённый метод позволяет решить сложную задачу по определению оптимального сценария обращения с радиоактивными отходами с помощью сравнения факторов, характеризующих возможные сценарии, для ранжирования их по важности и расчёта комплексного показателя для каждого рассматриваемого варианта. Результатом применения данного метода является количественная оценка эффективности для каждого из рассматриваемых вариантов обращения с радиоактивными отходами с максимальным значением комплексного показателя для выбора оптимального варианта.
Система организационно-технических мер по обеспечению безопасного закрытия пунктов глубинного захоронения жидких радиоактивных отходов. Концептуальные положения

Проведен анализ опыта ликвидации эксплуатационных скважин на пунктах глубинного захоронения жидких радиоактивных отходов. Определены количественные показатели, относящиеся к ликвидации скважин на примере пункта глубинного захоронения жидких радиоактивных отходов «Димитровградский».

С учетом требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии по обеспечению безопасности закрытия пункта глубинного захоронения жидких радиоактивных отходов сформулированы и систематизированы концептуальные положения о системе организационно-технических мер, необходимых для безопасного закрытия пункта глубинного захоронения жидких радиоактивных отходов, применительно к варианту «немедленное закрытие».

К вопросу об оценке поглощенной дозы в остеклованных высокоактивных радиоактивных отходах с учетом реальной геометрии бидонов
При переработке отработавшего ядерного топлива образуется существенное количество радиоактивных отходов, большая часть из которых подлежит локализации в стеклоподобном компаунде и последующему захоронению в геологических формациях. Одним из основных требований к компаунду отходов является его длительная радиационная стойкость под действием излучения от включенных в матрицу радионуклидов. Для подтверждения радиационной стойкости должна быть определена величина дозы, поглощаемой в объеме матрицы после момента остекловывания. В настоящей работе представлены результаты расчетного моделирования набора поглощенной дозы в высокоактивных отходах, остеклованных в боросиликатную матрицу, при их долговременном хранении и последующем захоронении.

 
 

Консультация по журналу

Сотрудники журнала ответят на ваши вопросы, произведут расчет стоимости услуг и подготовят индивидуальное коммерческое предложение
Задать вопрос

О журнале

Журнал обеспечивает специфику научной деятельности в области ядерной и радиационной безопасности. Здесь публикуются научные статьи ведущих ученых, соискателей ученых степеней по актуальным проблемам ядерной и радиационной безопасности, включая анализ уникальных явлений, возникающих при аварийных ситуациях. Это единственный научный журнал в стране, который связан с безопасностью объектов использования атомной энергии в отличие от безопасности человека и окружающей среды, которой посвящены многие журналы.