Российский Зеленый Крест, Директор программы по ядерной и радиационной безопасности
Москва – 2003, 137 с.
Введение
Основные положения
Анализ современного места и роли атомной энергетики в топливно-энергетическом ком-плексе страны
Содержание проблемы, основные цели и задачи «Программы развития атомной энергети-ки»
Нормативное регулирование и основные этапы вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики, в рамках концепции принятой в Российской Федерации
Обращение с отработавшим ядерным топливом на АЭС
Обращение с радиоактивными отходами на АЭС
Состояние работ по выводу из эксплуатации АЭС в Российской Федерации
Методы демонтажа и дезактивации
Белоярская АЭС
Нововоронежская АЭС
Вывод из эксплуатации исследовательских ядерных установок
Вывод из эксплуатации объектов ядерного топливного цикла
Анализ ядерной и радиационной безопасности предприятий ядерного топливного цикла
Обращение с радиоактивными отходами на предприятиях ЯТЦ
Особенности вывода из эксплуатации промышленных реакторов
Особенности вывода из эксплуатации нереакторных установок
Вывод из эксплуатации ядерно-энергетических установок транспортного и транспорта-бельного направления
Комплексная утилизация АПЛ и судов с ЯЭУ
Вывод из эксплуатации источников ионизирующего излучения
Вывод из эксплуатации мест проведения ядерных взрывов
Выводы и предложения
Приложение 1
Сравнительный анализ вывода из эксплуатации АЭС в странах мира
Приложение 2
Выбор стратегии концепция вывода с эксплуатации АЭС:
Великобритания
Франция
Бельгия
Италия
Приложение 3
Оценка состояния хранения отработанного ядерного топлива ядерных реакторов
Презентация, Росатом, 2007, Проектный офис АЭС-2006, 30 слайдов.
Несмостря на название, в презентации речь идет все-таки не о ВВЭР-1200, а о
сравнительно новых проектных решениях по ВВЭР-1000 и ВВЭР-640.
Приводятся сравнительные характеристики и общие схемы энрегоблоков.
Калинкин В.И., Крицкий В.Г., Токаренко А.И. и др. Хранение отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов
Препринтное издание, ОАО "Головной институт"ВНИПИЭТ", С.-Пб, 2009
Обзор содержит 124 стр., 51 рис., 9 табл., 33 лит. ссылки.
Ключевые слова: отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), отработавшие ТВС,
обращение с ОЯТ, накопление ОЯТ, хранение ОЯТ, хранение в водозаполненных бассейнах
(мокрое хранение), сухое хранение ОЯТ, контейнеры для транспортирования и хранения
ОЯТ, приреакторные хранилища, отдельностоящие хранилища ОЯТ, сухие контейнерные
хранилища, сухое хранилище камерного типа.
В обзоре представлены принципиальные схемы обращения с отработавшим ядерным
топливом энергетических реакторов после выгрузки его из реактора, приведена оценка
накопления ОЯТ для российских АЭС. Подробно рассмотрена технология хранения ОЯТ в
водозаполненных бассейнах на примере российских АЭС.
Обзор основных технологий сухого хранения ОЯТ проведен на основе отечественной
и зарубежной литературы.
Принципиально выделены следующие основные типы технологий
сухого хранения ОЯТ: технология контейнерного хранения и технология камерного
хранения.
Рассмотрены различные типы контейнеров для сухого хранения и варианты камерных хранилищ.
Обозначены проблемы и намечены перспективы перевода ОЯТ энергетических
реакторов АЭС Российской Федерации с мокрого на сухое хранение.
Введение.
Месторасположение АЭС России.
Доля АЭС в выработке электроэнергии.
Показатели безопасности АЭС и экология.
Проблемы безопасности и развития атомной энергетики России.
Финансово-экономическое состояние атомной энергетики.
Конкурентоспособность и основные финансово-экономические показатели работы АЭС России.
Стратегические задачи и перспективы развития атомной энергетики России.
Организационные мероприятия.
Заключение.
Содержание.
Вы не можете начинать темы Вы не можете отвечать на сообщения Вы не можете редактировать свои сообщения Вы не можете удалять свои сообщения Вы не можете голосовать в опросах
Знать. Уметь. Предвидеть.
Работать с Атомом без права на риск.