Проблемы вывода из эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем

Abstract

В работе рассмотрены быстрые энергетические реакторы с натриевым теплоносителем, зарубежные и отечественные практики их вывода из эксплуатации. Подробно рассмотрен способ переработки радиоактивного натрия NOAH-процесс. Выделены ключевые задачи, связанные с выводом из эксплуатации реакторной установки БН-600. Проанализирована возможность применения существующих и разработка новых методов переработки натриевого теплоносителя.

The paper considers fast power reactors with sodium coolant, foreign and domestic practices of their decommissioning. The method of processing radioactive sodium NOAH-process is considered in detail. The key tasks related to the decommissioning of the BN-600 reactor plant are highlighted. The possibility of using existing and developing new methods of processing sodium coolant is analyzed.