Расчетно-аналитические исследования особенностей обращения с отработавшим ядерным топливом и основными элементами конструкций, имеющих высокую наведенную активность, некоторых инновационных реакторов четвертого поколения
Руководитель проекта: Батырбеков Э.Г.
Исполнители проекта: Цынгаев В.М.*
Организация: Национальный ядерный центр Республики Казахстан
Инвентарный номер: 0214РК00064
Регистрационный номер: 0112РК00801
Ключевые слова: отработавшее ядерное топливо*радиоактивные отходы*
Получены расчетно-аналитические данные по уровням выгорания, энерговыделения, техническому состоянию и изотопному составу различных видов отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на период до 50 лет от момента выгрузки для быстрого реактора со свинцовым (свинцово-висмутовым) теплоносителем. Приведены расчетно-аналитические данные по техническому состоянию, уровню наведенной активности и изотопному составу тяжелого жидкометаллического теплоносителя. Разработаны рекомендации по обращению с ОЯТ и свинцовым (свинцово-висмутовым) теплоносителем на реакторной площадке быстрого реактора с применением современных "сухих" технологий и принципов естественной безопасности.*