Приказ Ростехнадзора от 11.03.2020 N 106 (ред. от 10.12.2024) "Об утверждении руководства по безопасности при использовании атомной энергии "Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных" (вместе с "РБ-093-20...")

1. Утвердить прилагаемое к настоящему приказу руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных".

2. Признать утратившим силу приказ Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 26 марта 2014 г. N 119 "Об утверждении руководства по безопасности при использовании атомной энергии "Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных".

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.

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.

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 y (г/тU) от глубины выгорания x (ГВт·сут/тU) отработавшего ядерного топлива на момент останова реактора.

Концентрация нуклида y в отработавшем ядерном топливе с глубиной выгорания x (при x >= 2 ГВт·сут/тU) <1> <2> на момент останова реактора определяется по следующей формуле:

--------------------------------

<1> При x >= 6 ГВт·сут/тU для 242Pu.

<2> Значения минимальной глубины выгорания для 243Am, 242Cm, 244Cm, 245Cm приведены в соответствующих таблицах, содержащих аппроксимационные коэффициенты для данных нуклидов.

Концентрация нуклидов, за исключением 234U, 235U, 236U, 237Np, 238Pu, 240Pu, 241Pu, 241Am и 242Cm, с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:

где:

Концентрация нуклидов 240Pu, 241Pu и 242Cm с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:

где:

Концентрация нуклидов 235U, 236U, 237Np, 238Pu и 241Am с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:

где:

y1(0) и y2(0) - концентрации материнских нуклидов (243Am и 239Pu - для 235U; 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 (235U, 236U, 237Np, 238Pu и 241Am) на момент останова реактора, определенные по формуле (1);

A1, A2, A3 - 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:

где:

В таблицах N 16 - 22 настоящего приложения 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.

Примечание. Форма записи числа 1,23E+5 эквивалентна записи 1,23·105.