РБ-093-14

РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РАДИАЦИОННЫЕ И ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ВОДО-ВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ И РЕАКТОРОВ БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИ КАНАЛЬНЫХ"

(В редакции Приказа Ростехнадзора от 22.12.2014 N 592)

УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 26 марта 2014 г. N 119

Введено в действие с 26 марта 2014 г.

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных" (РБ-093-14) (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. ОПБ-88/97" (НП-001-97), утвержденных постановлением Госатомнадзора Российской Федерации от 14 ноября 1997 г. N 9, "Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла" (НП-016-05), утвержденных постановлением Ростехнадзора от 2 декабря 2005 г. N 11, "Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов" (НП-053-04), утвержденных постановлением Ростехнадзора от 4 октября 2004 г. N 5, "Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии" (НП-061-05), утвержденных постановлением Ростехнадзора от 30 декабря 2005 г. N 23.

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 (переработка, хранение) 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 впервые

________________

Разработано коллективом авторов в составе: А.А.Строганов, А.В.Курындин, А.М.Киркин, А.Ю.Аникин (ФБУ "НТЦ ЯРБ").

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-093-14) (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 "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97" (НП-001-97), утвержденных постановлением Госатомнадзора Российской Федерации от 14 ноября 1997 г. N 9; "Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла" (НП-016-05), утвержденных постановлением Ростехнадзора от 2 декабря 2005 г. N 11 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 1 февраля 2006 г., регистрационный N 7433; "Бюллетень нормативных актов федеральных органов исполнительной власти", 2006 г., N 12); "Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов" (НП-053-04), утвержденных постановлением Ростехнадзора от 4 октября 2004 г. N 5; "Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии" (НП-061-05), утвержденных постановлением Ростехнадзора 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 (переработка, хранение) 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.

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.

5. Требования федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, регламентирующих безопасное обращение с отработавшим ядерным топливом водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных, могут быть выполнены с использованием иных способов (методов), чем те, которые содержатся в настоящем Руководстве по безопасности, при условии обоснования выбранных способов (методов) для обеспечения безопасности.     

II. Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива  

6. 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, 2, 3 и 4 настоящего Руководства по безопасности.

7. Значения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива для произвольного времени выдержки рекомендуется определять методом линейной интерполяции значений остаточного тепловыделения, приведенных в приложениях N 1, 2 и 3 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, 2, 3 и 4 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 26 марта 2014 г. N 119

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

В таблице N 1 приведена номенклатура тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000, для которой в таблицах N 2-13 представлены аппроксимационные коэффициенты зависимости концентрации нуклида y (в г/тU) от глубины выгорания (ГВт·сут/тU) отработавшего ядерного топлива на момент останова реактора.

Концентрация нуклида y в отработавшем ядерном топливе с глубиной выгорания (при 2 ГВт·сут/тU) на момент останова реактора определяется по следующей формуле:

             (1)

где , , , , , и - аппроксимационные коэффициенты.

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

,                 (2)

где - определенная по формуле (1) концентрация нуклида на момент останова реактора, - постоянная распада.

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

,             (3)

где , - определенные по формуле (1) концентрации материнских (Cm, Cm, Cm, Pu) и дочерних (Pu, Pu, Pu, Am) нуклидов на момент останова реактора, , - постоянные распада материнского и дочернего нуклида.

Концентрация нуклида Np с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:

,                  (4)

где , , - определенные по формуле (1) концентрации материнских нуклидов (Am, Pu) и нуклида Np на момент останова реактора, , , - постоянные распада Am, Pu и Np соответственно.

В таблицах N 14-19 для указанной в таблице N 1 номенклатуры топлива представлены значения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 в зависимости от глубины выгорания и времени выдержки.

Таблица N 1

     
Номенклатура тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000

          Таблица N 2

Аппроксимационные коэффициенты зависимости концентрации Ce, Cs, Cs, Cs, Eu, Eu, H, Kr, Np, Pd, Pu, Pu, Pu, Pu, Pu, Ru, Sb, Se, Sm, Sn, Sn, Sr, Tc, Te, U, U, U, U, Zr (y, г/тU) от глубины выгорания (x, ГВт·сут/тU) отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 с начальным обогащением 3% по U