Досвід ліцензування завантажень контейнерів ССВЯП Запорізької АЕC

Yu. Kovbasenko; O. Dudka; Ya. Kostyushko

doi:10.32918/nrs.2011.1(49).04

Автор(и)

Yu. Kovbasenko Державне підприємство «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки», м. Київ, Україна https://orcid.org/0000-0002-0674-6263
O. Dudka Державне підприємство «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки», м. Київ, Україна https://orcid.org/0000-0002-8973-1883
Ya. Kostyushko Державне підприємство «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки», м. Київ, Україна https://orcid.org/0000-0002-1226-6901

DOI:

https://doi.org/10.32918/nrs.2011.1(49).04

Ключові слова:

ліцензування, ЗАЕС, ССВЯП, ВКЗ-ВВЕР, обґрунтування ядерної безпеки, концентрації ізотопів, врахування вигоряння

Анотація

Впровадження нових видів палива, нових систем і механізмів, охоплюючи розроблені за межами України, на підприємствах української атомної енергетики пов’язано з отриманням дозволу (ліцензуванням) регулюючого органу України. У статті розглядаються проблеми, що виникли в процесі ліцензування сухого сховища відпрацьованого палива на Запорізькій АЕС, з питань ядерної безпеки, вивчаються шляхи їх вирішення і підбиваються підсумки ліцензування.

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.

Посилання

Certificate of Compliance For Dry Spent Fuel Storage Casks, No.1007, NRC USA, 1993.

ПНАЭ Г 14 029 91. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики.

Kovbasenko Y., Khalimonchuk V., Kuchin A., Bilodid Y., Yeremenko M., Dudka O.. NUREG/CR-6736, PNNL-13694 “Validation of SCALE Sequence CSAS26 for Criticality Safety Analysis of VVER and RBMK Fuel Designs”, Washington, DC, U.S.NRS, 2002.

Программа БИПР-7А. Описание алгоритма. Описание применения/ Суслов А. А., Шишков Л. К., Большагин С. Н. — РНЦ КИ, инв. № 32/1-9-102 от 20.02.2002.

Briesmeister J. F. MCNP™ — A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 4b. LA-12625M.

Методические указания по выполнению обоснования ядерной безопасности топливной загрузки ВКХ СХОЯТ с учетом глубины выгорания отработавшего ядерного топлива.

Ковбасенко Ю. П. Сравнительный анализ изотопного состава отработанного топлива реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000// Ядерная и радиационная безопасность. — К., 2005. — № 2. — С. 51—57.

Белодед Е. И., Горбаченко О. В., Игнатченко А. И., Ковбасенко Ю. П. Внедрение методики учета выгорания топлива в практику оценки ядерной безопасности при обращении с отработавшим топливом// Ядерная и радиационная безопасность. — К., 2004. — № 3. — С. 56—62.

Ковбасенко Ю. П., Еременко М. Л., Белодед Е. И. Дудка Е. А., Костюшко Я. В. Внедрение современных методов оценки ядерной безопасности систем обращения с отработавшим топливом на АЭС Украины// Ядерна та радіаційна безпека. — 2008. — № 1. —С. 17—21.

Хранение отработавшего топлива в вентилируемом контейнере СХОЯТ ВВЭР-1000. Порядок получения разрешений, требования к документации и расчетам нейтронно-физических характеристик загрузки ВКХ СХОЯТ ЗАЭС: ГНД 95.1.07.01.050-2002.

Еременко М. Л., Ковбасенко Ю .П., Горбаченко О. В., Игнатченко А. И. Расчетная оценка снижения эффективности ПС СУЗ и СВП в ходе их эксплуатации в активной зоне реактора ВВЭР-1000// Ядерная и радиационная безопасность. — 2007. —№ 4 — С. 32—40.

Комплекс кассет ВВЭР-1000 (тип В-302, В-320, В-338) Каталожное описание У 0401.04.00.000 ДКО.