Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных"
(РБ-093-20)

УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 11 марта 2020 г. N 106

Введено в действие с "11" марта 2020 г.

ВНЕСЕНЫ Изменения, утвержденные и введенные в действие приказом Ростехнадзора от 04.02.2021 N 46

Изменения внесены изготовителем базы данных

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных" (РБ-093-20) (далее - Руководство) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. N 522 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 2 февраля 2016 г., регистрационный N 40939), "Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла" (НП-016-05), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 2 декабря 2005 г. N 11 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 1 февраля 2006 г., регистрационный N 7433), "Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов" (НП-053-16), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 15 сентября 2016 г. N 388 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 24 января 2017 г., регистрационный N 45375), "Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии" (НП-061-05), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 декабря 2005 г. N 23.

________________

Разработано коллективом авторов в составе: А.В.Курмидин, А.А.Строганов, А.М.Киркин, С.В.Синегрибов, В.А.Лось (ФБУ "НТЦ ЯРБ").

Настоящее Руководство содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по радионуклидному составу, ядерным константам и теплофизическим характеристикам отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных, используемым при обосновании безопасности объектов использования атомной энергии.

Настоящее Руководство распространяется на ядерные установки и пункты хранения ядерных материалов, на которых осуществляется деятельность по обращению с отработавшим ядерным топливом водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных, а также на обращение с этим топливом при его транспортировании.

Выпускается взамен руководства по безопасности при использовании атомной энергии "Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных" (РБ-093-14).

В настоящей редакции Руководства внесены дополнительные данные по радиационным и теплофизическим характеристикам отработавшего ядерного топлива с учетом длительного хранения, расширения номенклатуры тепловыделяющих сборок реакторов типа ВВЭР и РБМК, увеличения глубины выгорания ядерного топлива и ввода в эксплуатацию реакторов типа ВВЭР-1200.

I. Общие положения

1. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных" (РБ-093-20) (далее - Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. N 522 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 2 февраля 2016 г., регистрационный N 40939), "Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла" (НП-016-05), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 2 декабря 2005 г. N 11 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 1 февраля 2006 г., регистрационный N 7433), "Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов" (НП-053-16), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 15 сентября 2016 г. N 388 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 24 января 2017 г., регистрационный N 45375), "Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии" (НП-061-05), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 декабря 2005 г. N 23.

2. Действие настоящего Руководства по безопасности распространяется на ядерные установки и пункты хранения ядерных материалов, на которых осуществляется деятельность по обращению с отработавшим ядерным топливом водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных, а также на обращение с этим топливом при транспортировании.

3. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по радионуклидному составу, ядерным константам и теплофизическим характеристикам отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных, используемым при обосновании безопасности объектов использования атомной энергии.

4. Настоящее Руководство по безопасности предназначено для применения специалистами проектных и эксплуатирующих организаций при обосновании безопасности ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов, на которых планируется осуществлять или осуществляется деятельность по обращению с отработавшим ядерным топливом водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных, а также специалистами Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору, осуществляющими оценку обоснования безопасности данных объектов использования атомной энергии при лицензировании соответствующих видов деятельности.

II. Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива

5. При обосновании безопасности обращения с отработавшим ядерным топливом водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных рекомендуется использовать радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива, погрешности их определения, а также ядерные константы, представленные в приложениях N 1-5 настоящего Руководства по безопасности.

6. Значения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива для произвольного времени выдержки рекомендуется определять методом линейной интерполяции значений остаточного тепловыделения, приведенных в приложениях N 1-4 настоящего Руководства по безопасности, или (для времени выдержки отработавшего ядерного топлива более 5 лет) с использованием значений концентрации нуклидов и ядерных констант, указанных в приложениях N 1-5 настоящего Руководства по безопасности.

ПРИЛОЖЕНИЕ N 1
к руководству по безопасности
при использовании атомной энергии
"Радиационные и теплофизические
характеристики отработавшего ядерного
топлива водо-водяных энергетических
реакторов и реакторов большой мощности
канальных", утвержденному приказом
Федеральной службы по экологическому,
технологическому и атомному надзору
от 11 марта 2020 г. N 106

Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000

В таблице N 1 настоящего приложения приведена номенклатура тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000, для которой в таблицах N 2-15 настоящего приложения представлены аппроксимационные коэффициенты зависимости концентрации нуклида у (г/тU) от глубины выгорания х (ГВт·сут/тU) отработавшего ядерного топлива на момент останова реактора.

Концентрация нуклида у в отработавшем ядерном топливе с глубиной выгорания х (при х2 ГВт·сут/тU) на момент останова реактора определяется по следующей формуле:

________________     

При х6 ГВт·сут/тU для .

Значения минимальной глубины выгорания для , , , приведены в соответствующих таблицах, содержащих аппроксимационные коэффициенты для данных нуклидов.

(Измененная редакция, приказ Ростехнадзора от 04.02.2021 N 46).

,                         (1)

где , , , , , и - аппроксимационные коэффициенты.

Концентрация нуклидов, за исключением , , , , , , , и , с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:

(Измененная редакция, приказ Ростехнадзора от 04.02.2021 N 46).

,                                                  (2)

где:

- определенная по формуле (1) концентрация i-го нуклида на момент останова реактора;

- постоянная распада i-го нуклида.

Концентрация нуклидов , и с зачетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:

,   (3)

где:

, - определенные по формуле (1) концентрации материнских (, и ) и дочерних (, и ) нуклидов на момент останова реактора;

, - постоянные распада материнского и дочернего нуклида, соответственно;

, - атомные массы материнского и дочернего нуклида, соответственно;

- коэффициент ветвления, характеризующий вероятность распада материнского нуклида, приводящего к возникновению дочернего нуклида (0,827 для распада в , 1 - для остальных нуклидов).

Концентрация нуклидов , , , и с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:

, (4)

где:

и - концентрации материнских нуклидов ( и - для ; и - для ; и - для ; и - для ; и - для ) на момент останова реактора, определенные по формуле (1);