Технологии извлечения топливосодержащих материалов из объекта «Укрытие»

• Veröffentlicht in: Ядерна та радіаційна безпека
• Datum: 2012
• ISSN: 2073-6231
• 1. Verfasser: Токаревский, В.В.
• Format: Artikel
• Sprache: Russisch
• Veröffentlicht: Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2012
• Online Zugang: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97247
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Zitieren: Технологии извлечения топливосодержащих материалов из объекта «Укрытие» / В.В. Токаревский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2012. — № 4. — С. 48-52. — Бібліогр.: 16 назв. — рос.

Рассмотрены характерные особенности объекта «Укрытие» (ОУ), которые влияют на выбор
 методов и технологий обращения с радиоактивными отходами, находящимися в ОУ. Анализируются
 основные предпосылки и особенности обеспечения радиационной безопасности при извлечении
 топливосодержащих материалов (ТСМ). Показано, что все ТСМ могут быть извлечены параллельно
 с разборкой ОУ путем сегрегации ТСМ от всех остальных типов радиоактивных материалов.
 Предложен и обсуждается альтернативный вариант извлечения ТСМ без разборки несущих
 конструкций ОУ. Приведены оценки продолжительности, стоимости и дозовых затрат для сухих
 и мокрых технологий извлечения ТСМ. Розглянуто характерні особливості об’єкта «Укриття» (ОУ), які впливають на вибір методів
 і технологій поводження з радіоактивними відходами, що знаходяться в ОУ. Аналізуються основні
 передумови й особливості забезпечення радіаційної безпеки під час вилучення паливовмісних матеріалів
 (ПВМ). Показано, що всі ТСМ можуть бути вилучені паралельно з розбиранням ОУ сегрегацією ПВМ
 від усіх інших радіоактивних матеріалів. Запропоновано та обговорюється альтернативний варіант
 вилучення ПВМ без розбирання несучих конструкцій ОУ. Наведено оцінки тривалості, вартості
 й дозових витрат для сухих і мокрих технологій вилучення ПВМ. Features of the Shelter that affect selection of methods and technologies for Shelter radioactive waste
 management are reviewed in the paper. The main conditions and specific requirements of radiation safety
 protection in the removal of fuel-containing materials (FCMs) are analyzed. It is shown that all FCMs may be
 unloaded in parallel with Shelter dismantling by segregation of FCMs from all other types of radioactive
 materials. An alternative option of FCM removal without dismantling is proposed and discussed. The
 assessment of timing, cost and doses for dry and wet technologies of FCM removal is presented.