Приказ Ростехнадзора от 26.03.2014 N 119 (ред. от 22.12.2014) "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-093-14...")

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ
И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

ПРИКАЗ
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"

В целях реализации полномочий, установленных подпунктом 5.3.18 Положения о Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору, утвержденного Постановлением Правительства Российской Федерации от 30 июля 2004 г. N 401, приказываю:

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".

Руководитель
А.В.АЛЕШИН

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

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

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 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) на момент останова реактора определяется по следующей формуле:

где и - аппроксимационные коэффициенты.

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

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

- постоянная распада.

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

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

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

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