Тематики

Комплексное инженерное и радиационное обследование (КИРО) - комплекс мероприятий, необходимых для разработки проекта вывода из эксплуатации блока АС и направленных на получение информации об инженерно-техническом состоянии зданий, сооружений, строительных конструкций и оборудования, а также о радиационной обстановке в помещениях и на площадке блока АС, объемном и поверхностном загрязнении радиоактивными веществами помещений, оборудования и площадки блока АС, качественном и количественном составе радиоактивных отходов на блоке АС.

Проект атомной станции повышенной безопасности АЭС-92 создавался в рамках государственной программы `Экологически чистая энергетика`. В нем были учтены отечественный опыт создания и эксплуатации предыдущего образца реакторной установки (В-320) на Запорожской, Балаковской, Южно-Украинской и Калининской АЭС и последние мировые достижения в области проектирования и эксплуатации АЭС. Принятые технические решения позволяют по международной классификации отнести АЭС-92 к атомным станциям III поколения. Это означает, что такая АЭС обладает наиболее совершенной технологией по обеспечению безопасности применительно к современным эволюционным реакторам легководного типа. При разработке проекта атомной электростанции проектировщики ориентировались на максимальное снижение роли человеческого фактора. Как показали аварии на АЭС `Три-майл-айленд` и в Чернобыле, для существенного повышения безопасности эксплуатации ядерного реактора необходимо учитывать принципы взаимодействия `человек-машина` (оператор-реактор) и заложить в саму конструкцию станции противодействие возможным ошибкам операторов. Именно на это направлены все технические новинки, примененные в усовершенствованном проекте АЭС-92. Реализация такой концепции осуществлялась по двум направлениям. Во-первых, в проект включены пассивные системы безопасности. Под этим термином понимаются системы, работающие практически без подвода энергии извне и не требующие вмешательства оператора. Во-вторых, была принята концепция двойного назначения активных систем безопасности, что значительно уменьшает вероятность необнаруженных отказов. Для предотвращения неуправляемой цепной реакции в реакторе используются специальные регулирующие стержни из нейтронопоглощающих материалов. Ввод их в активную зону приводит к немедленному гашению ядерной реакции. В реакторе ВВЭР-1000 проекта АЭС-92 для повышения надежности аварийной защиты количество регулирующих стержней увеличено. Аварийная защита настолько эффективна, что в случае аварии полностью глушит реактор и, в отличие от предыдущего поколения реакторов, поддерживает его в заглушенном состоянии без применения растворов борной кислоты. Тем не менее, в проекте АЭС-92 предусмотрена дополнительная пассивная аварийная система защиты (быстрый ввод борного раствора), которая способна заменить систему аварийной защиты реактора с использованием поглощающих стержней. Главное достоинство проекта АЭС-92 состоит в том, что основные функции безопасности выполняются независимо друг от друга двумя различными по принципу работы системами. Наличие двойной защитной оболочки (контайнмента) в случае необходимости предотвращает выход наружу радиоактивных продуктов и обеспечивает защиту реактора от таких внешний воздействий, как взрывная волна или падение самолета. Все это в совокупности с увеличением надежности систем, снижением вероятности отказа и уменьшением роли человеческого фактора повышает уровень безопасности АЭС. Проект АЭС-92 - это пример удачных инженерных решений, который сочетает в себе опыт, накопленный при эксплуатации унифицированного реактора ВВЭР-1000 и новшества по пассивным системам безопасности, действие которых основано на простых физических принципах. Проект Нововоронежской АЭС-2 в полном объеме прошел необходимые процедуры рассмотрения и утверждения, получил положительные заключения государственной и общественной экологических экспертиз и лицензию на сооружение 1-го блока. Кроме того, эксперты фирмы EDF провели проверку решений проекта на соответствие основным требованиям европейских эксплуатирующих организаций к АЭС нового поколения (EUR). На 1-м международном конкурсе в Санкт-Петербурге жюри, состоящее из специалистов Франции, Германии, Швеции, Канады, оценило проект положительно как `рекомендуемый усовершенствованный`. Высокое качество российского проекта подтвердили и зарубежные заказчики, выбрав его для строительства атомных станций в Индии (АЭС Кудамкулан) и Иране (АЭС Бушер).

Производственно-технический комплекс (ПТК) по обработке, утилизации и обезвреживанию отходов I и II классов опасности «Западная Сибирь» является частью создаваемой в рамках федерального проекта «Экономика замкнутого цикла» национального проекта «Экологическое благополучие» инфраструктуры для утилизации и обезвреживания сложных промышленных отходов. ТТК сооружается с целью повышения эффективности переработки опасных отходов I-II классов, образующихся в результате производственной деятельности предприятий различных отраслей промышленности. Для оснащения завода применяется отечественное оборудование, соответствующее наилучшим доступным технологиям и обладающее высоким уровнем экологической безопасности. Ключевой системой нового производства является установка термического обезвреживания отходов. Она предназначена для одновременного высокотемпературного обезвреживания смеси твердых, пастообразных и жидких отходов I и II классов опасности. Объект оснащен замкнутыми системами оборотного водоснабжения и водоотведения, что полностью исключит возможность сброса загрязняющих веществ в окружающую среду. 

Плавтехбаза «Имандра» входит в состав флота атомного технологического обслуживания (АТО). Среди задач судов АТО: обеспечение операций по перезарядке реакторов атомных ледоколов, хранение свежего и отработавшего ядерного топлива, участие в обеспечении операций по вывозу отработавшего ядерного топлива с военно-морских баз Северного флота и базы «Атомфлота».

Химический элемент (инертный газ) VIII группы Периодической системы элементов с атомным номером 36 и атомной массой 83,80. Природный газ состоит из смеси 6 изотопов с атомной массой от 73 до 80. Еще большее количество, но только радиоактивных изотопов криптона может быть получено искусственным путем, так как ядра атомов криптона составляют значительную часть осколков, на которые распадаются ядра атомов делящихся веществ при цепной реакции деления в ядерном реакторе.