Кораблева С. А., к.т.н. (korableva@secnrs.ru), Рубцов В. С., к.т.н. (vrubtsov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В ФБУ «НТЦ ЯРБ» разработана и поддерживается компьютерная база данных по дефектам металла оборудования и трубопроводов Российских АЭС, которая позволяет выполнять поиск дефектов по различным критериям запроса и может быть использована для отбора наиболее опасных дефектов при выполнении анализа безопасности эксплуатации оборудования и трубопроводов АЭС, содержащих трещиноподобные дефекты, а также с целью установления истории зарождения и развития дефектов. В статье приведен пример использования базы данных для оценки возможности разрушения аустенитных трубопроводов РБМК при наличии трещиноподобных дефектов.

Ознакомиться с полной версией статьи можно в формате PDF.

Database of flaws in the metal of equipment and pipelines of nuclear power plants

Korableva S., Ph. D., Rubtsov V., Ph. D. (SEC NRS).

The database of flaws in the metal of equipment and pipelines of Russian NPPs in operation was created by specialists of SEC NRS. The specified database allows to search for crack defects using various criteria query and may be used for determination of the most dangerous defects for the following safety analysis of the NPP’s equipment and pipelines with crack-like flaws and the background of formation and development of flaws. The example of using the database for failure possibility analysis of austenitic pipelines of RBMK, containing flaws, is given in the article.

Соколов И. П., д.х.н. (isokolov@secnrs.ru>), Шарафутдинов Р. Б., к.т.н. (charafoutdinov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

При обеспечении ядерной и радиационной безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОЯТЦ) одной из наиболее важных составляющих является предотвращение их взрывоопасности. В связи с этим возникает потребность в анализе современного состояния системы требований федеральных норм и правил (ФНП) в области использования атомной энергии по предотвращению возникновения аварийных взрывов на ОЯТЦ. При проведении такого анализа были выделены несколько существенных аспектов.

Ознакомиться со статьёй целиком можно в формате PDF.

About Federal requirements system for exception explosion hazards of fuel cycle facilities

Sokolov I., Ph. D., Sharafutdinov R., Ph. D. (SEC NRS).

The analysis of requirements system for exception explosion hazards of fuel cycle facilities is suggested.

Талицкая А. В. (avtalitskaya@norao.ru) (ФГУП «НО РАО»), Захарова Е. В., к.х.н. (zakharova@ipc.rssi.ru), Андрющенко Н. Д. (nataliarchem@gmail.com) (ИФХЭ РАН), Бочкарев В. В. (bochkarev@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье приводятся основные результаты оценки долговременной безопасности объекта окончательной изоляции РАО, создаваемого при выводе из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора на месте его размещения. Описана методика проведения оценки долговременной безопасности, ее основные этапы и результаты проведения прогнозных расчетов.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Long-term safety assessment of radioactive waste disposal facility formed during decommissioning uranium-graphite production reactor

Talitskaya А. (NO RWM), Zaharova E., Ph. D., Andruschenko N. (IPCE), Bochkarev V. (SEC NRS).

The paper presents the main results of the long-term safety assessment of the Radioactive Waste Disposal Facility formed during Decommissioning Uranium-Graphite Production Reactor at the site of its location. The methodology of the long-term safety assessment, its main stages and the results of the estimates are described.

Богдан С.Н., к.т.н. (bogdan@secnrs.ru), Ковалевич О.М., д.т.н. (kovalevich@secnrs.ru), Козлова Н.А., к.т.н. (kozlova@secnrs.ru), Шевченко С.А., к.т.н. (sshevchenko@secnrs.ru), Яшников Д.А., к.т.н. (yashnikov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье представлены результаты анализа отечественной и международной практики по оценке погрешностей программных средств, используемых для расчетных обоснований безопасности объектов использования атомной энергии. Предложен подход к оценке погрешности расчетов по программным средствам, основанный на учете неопределенности параметров расчетной модели программного средства и неопределенности измерений в экспериментах, используемых для валидации программного средства. Представлен обзор существующих в России и за рубежом методов анализов неопределенности параметров расчетной модели программных средств, используемых при обосновании безопасности объектов использования атомной энергии. Приведено описание применения метода анализа неопределенностей, основанного на использовании соотношения Уилкса. Обсуждаются предложения по совершенствованию нормативных документов Ростехнадзора в части требований к погрешностям расчетов, выполняемых при обосновании безопасности ОИАЭ.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

About the calculation error evaluation in the framework of the nuclear facilities safety analysis

Bogdan S., Ph. D., Kovalevich O., Ph. D., Kozlova N., Ph. D., Shevchenko S., Ph. D., Yashnikov D., Ph. D. (SEC NRS).

The results of Russian and international practice of the code error evaluation, which used in the nuclear facilities safety analysis, are presented in the paper. The approach to the code error evaluation, based on the taking into account of the code simulation model parameters uncertainties and the uncertainties of the measurement in the validation experiments, is suggested. The review of Russian and international uncertainty analysis methods, which related with the code simulation model parameters uncertainties and used in the framework of the nuclear facilities safety analysis, is presented. The description of the application of the uncertainty method, based on the Wilks formula, is given. The suggestions about the improvement of the Russian federal rules and regulation and the safety guides in the field of the requirements for the code calculation error evaluation in the framework of the nuclear facilities safety analysis are discussed in the Conclusion.

Кириллов И. А., к.ф-м.н. (kirillov_ia@nrcki.ru) (НИЦ «Курчатовский институт»), Харитонова Н. Л., к.т.н. (kharitonova@secnrs.ru), Шарафутдинов Р. Б., к.т.н. (charafoutdinov@secnrs.ru), Хренников Н. Н., к.ф-м.н. (khrennikov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Водородная безопасность является одним из ключевых элементов обеспечения безопасности водоохлаждаемых реакторов. В статье проанализированы зарубежные и отечественные работы, направленные на повышение водородной безопасности водоохлаждаемых реакторов с учетом уроков аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи». Рассмотрены неопределенности и ограничения существующих подходов к обеспечению водородной взрывобезопасности АЭС, в частности, проблема обеспечения безопасной работы пассивных каталитических рекомбинаторов водорода в условиях тяжелых запроектных аварий. Выделены первоочередные фундаментальные и прикладные проблемы, решение которых необходимо для целенаправленного и эффективного повышения уровня водородной безопасности на АЭС с ВВЭР.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Hydrogen safety for nuclear power plants with light water reactor units. Current state of the problem

Kirillov I., Ph. D. (National Research Centre «Kurchatov Institute»), Kharitonova N., Ph. D., Sharafutdinov R., Ph. D., Krenniikov N., Ph. D. (SEC NRS).

Hydrogen safety is one of the key elements in ensuring the safety of water-cooled reactors. The article analyzes foreign and domestic works aimed at increasing the hydrogen safety of light water reactors taking into account the lessons of the accident at the Fukushima Daiichi NPP. The uncertainties and limitations of existing approaches to ensuring hydrogen explosion safety of nuclear power plants, in particular, the problem of ensuring the safe operation of passive catalytic hydrogen recombiners under severe accident conditions are considered. The fundamental and applied problems with high priority are identified. Their resolution is necessary for a purposeful and effective increase in the level of hydrogen safety at NPPs with VVER.

Дмитриев А. М., д.т.н. (ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ»), Иванов В. С. (vivanov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Синцов А. Е. (sintsov@vosafety.ru) (ФГУП ВО «Безопасность»).

В статье анализируются предлагаемые в России и США концепции использования обедненного урана для нужд ядерной энергетики. Показывается, что на настоящий момент отсутствуют достаточные основания для вывода о наличии готового к внедрению предложения по концепции ядерного реактора, использующего обедненный уран в качестве основного топлива. Сделан вывод о том, что необходимо определение требований к конструкционным материалам, конструкции активной зоны, стратегии запуска с использованием обогащенного урана или плутония, схеме перегрузок в условиях дефицита нейтронного баланса, позволяющих спроектировать ядерную систему за обозримый интервал времени.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Analysis of proposals on the concepts of fast reactors on depleted uranium

Dmitriev A., Ph. D. (FSUE RI SIA «LUCH»), Ivanov V. (SEC NRS), Sintsov A. (FSUE VO «Safety»).

The concepts of using depleted uranium for nuclear power proposed in Russia and the United States are analyzed. It is shown that at present there are no reasonable cause to make a conclusion about ready-to-implement proposal on the concept of a nuclear reactor using depleted uranium as the main fuel. It is shown that it is necessary to define requirements to structural materials, core design, start-up strategy using enriched uranium or plutonium, a scheme of overloads in conditions of neutron balance deficit that would allow designing the nuclear system in a foreseeable time interval.

Грабежной В.А., к.ф.-м.н. (bnab@ippe.ru), Ломаков Г.Б., к.т.н. (glomakov@ippe.ru), Мантуров Г.Н., к.ф.-м.н. (gmanturov@ippe.ru) (АО «ГНЦ РФ-ФЭИ»).

Система групповых констант «БНАБ-РФ» была верифицирована в расчетах активных зон реакторных установок. Для апробации системы констант в расчетах защитных экспериментов были отобраны эксперименты из базы данных «SINBAD», в которых исследуются свойства основных материалов реакторов на быстрых нейтронах: железо, натрий и графит. Полученные приемлемые расчетно-экспериментальные расхождения и константы «БНАБ-РФ» могут быть рекомендованы для использования в расчетах радиационной защиты.
Скачать статью полностью можно в формате PDF.

Calculation of series of radiation shielding experiments from data base «SINBAD» with using the «ABBN-RF» multigroup cross section library

Grabezhnoy V., Ph. D., Lomakov G., Ph. D., Manturov G., Ph. D. (JSC «SSC RF – IPPE»).

The «ABBN-RF» multigroup cross section library was verified in core calculations of reactor facilities. Experiments from data base «SINBAD» were selected for approbation of this multigroup library in shielding calculations. In these experiments studied properties of main fast reactor materials: iron, sodium and graphite. The calculations to experiments discrepancies are acceptable and the «ABBN-RF» library may be recommended for using in shielding calculations.