| Abstract | В статье обсуждаются вопросы обеспечения радиационной безопасности процедуры снятия с эксплуатации атомной электростанции. В случае ядерно- и радиационно-опасных технологий нарушение ритма технологического процесса создает угрозу аварийных ситуаций, сопряженную с высокими дозами облучения. Поэтому наиболее адекватной моделью технологии обращения с радиоактивными отходами высокого уровня являются дискретные вероятностные процессы, в которых интервалы выполнения отдельных операций являются случайными переменными. В качестве первого шага в данной работе разработана имитационная модель процесса выгрузки из энергоблоков АЭС отработавшего ядерного топлива и перемещение его в промежуточное хранилище на промплощадке станции. Модель использована для получения количественных оценок запаса радионуклидов и оценке активности топлива 16800 отработавших топливных сборок реакторов РБМК1500 Игналинской АЭС при длительном хранении.
|
