©Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору
Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 11 марта 2020 г. № 106
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)
Введено в действие с 11 марта 2020 г.,
©Москва, 2020
II. Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива
Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, Москва, 2020
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.
№ 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.
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 ТВС реакторов типа ВВЭР и РБМК, увеличения глубины выгорания ядерного топлива и ввода в эксплуатацию реакторов типа ВВЭР-1200.
Разработано коллективом авторов в составе: А. В. Курындин, А. А.
Строганов,
А. М. Киркин, С. В. Синегрибов, В. А. Лось (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).
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. № 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. № 522 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 2 февраля 2016 г., регистрационный № 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. № 11 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 1 февраля 2006 г., регистрационный № 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. № 388 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 24 января 2017 г., регистрационный № 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. № 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.
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 № 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 № 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 № 1 – 5 настоящего Руководства по безопасности.
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. № 106
Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000
В таблице № 1 настоящего приложения приведена номенклатура тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000, для которой в таблицах № 2 – 15 настоящего приложения представлены аппроксимационные коэффициенты зависимости концентрации нуклида y (г/тU) от глубины выгорания х (ГВт∙сут/тU) отработавшего ядерного топлива на момент останова реактора.
Концентрация нуклида y в отработавшем ядерном топливе с глубиной выгорания х (при х ≥ 2 ГВт∙сут/тU) на момент останова реактора определяется по следующей формуле:
, (1)
где a0, a1, a2, a3, a4, a5 и a6 – аппроксимационные коэффициенты.
Концентрация нуклидов, за исключением 234U, 236U, 237Np, 238Pu, 240Pu, 241Pu, 241Am и 242Cm, с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:
, (2)
где:
yi(0) – определенная по формуле (1) концентрация i-го нуклида на момент останова реактора;
λi – постоянная распада i-го нуклида.
Концентрация нуклидов 240Pu, 241Pu и 242Cm с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:
, (3)
где:
y1(0), y2(0) – определенные по формуле (1) концентрации материнских (244Cm, 245Cm и 242mAm) и дочерних (240Pu, 241Pu и 242Cm) нуклидов на момент останова реактора;
λ1, λ2 – постоянные распада материнского и дочернего нуклида, соответственно;
A1, А2 – атомные массы материнского и дочернего нуклида, соответственно;
b1,2 – коэффициент ветвления, характеризующий вероятность распада материнского нуклида, приводящего к возникновению дочернего нуклида (b1,2 = 0,827 для распада 242mAm в 242Cm, b1,2 = 1 – для остальных нуклидов).
Концентрация нуклидов 236U, 237Np, 238Pu и 241Am с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:
, (4)
где:
y1(0) и y2(0) – концентрации материнских нуклидов (244Cm и 240Pu – для 236U; 241Pu и 241Am – для 237Np; 242mAm и 242Cm – для 238Pu; 245Cm и 241Pu – для 241Am) на момент останова реактора, определенные по формуле (1);
y3(0) – концентрации дочерних нуклидов (241Am, 237Np, 238Pu и 236U) на момент останова реактора, определенные по формуле (1);
λ1, λ2, λ3 – постоянные распада соответствующих материнских и дочерних нуклидов;
A1, А2, А3 – атомные массы соответствующих материнских и дочерних нуклидов.
Концентрация нуклида 234U с учетом распада материнских нуклидов 238U и 238Pu для времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:
, (5)
где:
yU-234(U-238)(t) – определяется по формуле (3), в которой 238U – материнский нуклид, а 234U – дочерний;
yU-234(Pu-238)(t) – определяется по формуле (4), в которой 242Cm и 238Pu – материнские нуклиды, а 234U – дочерний;
yU-234(0) – концентрация 234U на момент останова реактора;
λU-234 – постоянная распада 234U.
Значение удельной активности Ai (в 1010 Бк/тU) i-го нуклида, содержащегося в отработавшем ядерном топливе для данной глубины выгорания x и времени выдержки t, определяется по формуле:
, (6)
где ki,A – переводные коэффициенты, приведенные в столбце 4 таблицы № 1 приложения № 5 настоящего Руководства по безопасности.
Значение парциального тепловыделения Wi (в Вт/тU) за счет i-го нуклида, содержащегося в отработавшем ядерном топливе для данной глубины выгорания x и времени выдержки t, определяется по формуле:
, (7)
где ki,W – переводные коэффициенты, приведенные в столбце 5 таблицы № 1 приложения № 5 настоящего Руководства по безопасности.
Значение ядерной концентрации Ni (в 1021 ядер/тU) i-го нуклида, содержащегося в отработавшем ядерном топливе для данной глубины выгорания x и времени выдержки t, определяется по формуле:
, (8)
где ki,N – переводные коэффициенты, приведенные в столбце 6 таблицы № 1 приложения № 5 настоящего Руководства по безопасности.
В таблицах № 16 – 22 настоящего приложения для указанной в таблице № 1 номенклатуры топлива представлены значения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 в зависимости от глубины выгорания и времени выдержки.
Таблица № 1
Номенклатура тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000
|
Среднее начальное обогащение по U235, % |
Проектная глубина выгорания, ГВт∙сут/тU |
|
3 |
50 |
|
3,53 |
50 |
|
3,9 |
50 |
|
4,3 |
56 |
|
4,67 |
68 |
|
4,81 |
68 |
|
4,95 |
70 |