Дезактивация участка отработанного ядерного топлива промышленных реаторов

Abstract

Актуальность данной выпускной квалификационной работы заключается в том что, несмотря на прогрессивное развитие атомной отрасли жизненный цикл любой реакторной установки включает такую завершающую стадию как вывод из эксплуатации. На завершающую стадию жизненного цикла реакторной установки - вывод из эксплуатации непосредственное влияние оказывают предыдущие стадии: проектирование, сооружение и эксплуатация. К концу проектного (назначенного) срока службы реакторная установка должна быть переведена в ядерно-безопасное состояние, под которым понимается, прежде всего, удаление ядерного топлива с объекта, и выведена из эксплуатации. В связи с этим встает вопрос о методах вывода из эксплуатации ядерно- и радиационно-опасных объектов (ВЭЯ и РОО). Данная ВКР посвящена теме подготовки здания к ВЭ при помощи пленочной дезактивации поверхностей здания и оборудования. Работа содержит кратный обзор методов дезактивации, описание проведения комплексно-инженерного радиационного обследования, проектирование аппарата для дезактивации здания и оборудования, а так же экономическую часть.