RU

EN

RU

EN

АО «ОДЦ УГР» и АО «Концерн Росэнергоатом» разработали Дорожную карту по проведению исследований графита реакторов типа АМБ Белоярской АЭС.

В настоящее время АО «Концерн Росэнергоатом» ведутся работы по подготовке к выводу из эксплуатации окончательно остановленных в связи с выработкой ресурса блоков атомных станций, в том числе энергоблоков № 1 и №2 с уран-графитовыми реакторами АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС.

Одним из ключевых вопросов при разработке проекта вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов, является обращение с облученным реакторным графитом.  Для обеспечения безопасного выполнения работ на всех этапах необходимы полные сведения о свойствах реакторного графита конкретного блока АЭС в том числе содержания 14С, 36Cl, продуктов деления и актинидов, особенностей их пространственного распределения в кладках и характеристик процесса их выщелачивания из графита.

АО «ОДЦ УГР» накоплен большой опыт выполнения таких исследований на промышленных уран-графитовых реакторах, а в 2020-2021 годах такие исследования были проведены для графитовых кладок реакторных установок РБМК-1000 энергоблоков № 2 и №3 Ленинградской АЭС.

В 2022г. специалистами АО «ОДЦ УГР» и АО «Концерн Росэнергоатом» была разработана Дорожная карта по теме «Исследование графита реакторов типа АМБ БАЭС» для экспериментального определения ключевых характеристик графита, определяющих его потенциальную опасность и последующего обоснования вариантов обращения с ним. Дорожная карта была рассмотрена и согласована профильными подразделениями Госкорпорации «Росатом», АО «Концерн Росэнергоатом», РАН, Министерства науки и высшего образования и утверждена Директором по государственной политике в области РАО, ОЯТ и ВЭ ЯРОО.

Практическое выполнение работ в рамках реализации мероприятий Дорожной карты запланировано на 2023-2026 гг.

В 2023 г. Госкорпорация «Росатом» заключила договор с АО «ОДЦ УГР» по теме «Анализ трудно измеряемых радионуклидов в облученном графите АМБ, оценка характерных уровней содержания и характеристик выщелачивания радионуклидов активационного и «топливного» происхождения в графитовых блоках для дальнейшего обоснования безопасности обращения с образующимися при выводе из эксплуатации графитовыми РАО».