Блог о ядерной и радиационной безопасности

Департамент здравоохранения и контроля окружающей среды штата Южная Каролина (DHEC) наградил компанию «Savannah River Nuclear Solutions (SRNS) за выдающиеся действия по рециклированию и сокращению отходов.

В штате Южная Каролина стремятся достичь 40-процентного уровня рециклирования к 2020 г., что означает, что 40% отходов, образующихся в штате, рециклируются или компостируются, а не отправляются в могильник. Компания SRNS вносит вклад в достижение этой цели путем рециклирования, повторного использования и внедрения методов обеспечения устойчивости во всех аспектах бизнеса на площадке в Саванна-Ривере. Компания SRNS отвечает за обращение с твердыми отходами в Саванна-Ривере и обеспечение рециклирования. В 2018 г. компания переработала 504 тонны бытовых отходов (стекло, металл, бумага и т. д.) из общего количества 872 тонны. Таким образом, было рециклировано 57,8%, что намного выше целей штата.

Компания SRNS получила эту награду как признание постоянных достижений в области сокращения отходов, а также приверженности к сохранению и защите природных ресурсов страны. Компания SRNS имеет высокоэффективную программу рециклирования, которая интегрирована в повседневную работу. Программы рециклирования и обеспечения устойчивости позволили разноплановым миссиям достичь текущего уровня рециклирования 57,8%. Компания активно ищет инновационные и новые способы дальнейшего сокращения отходов, образующихся в Саванна-Ривере.

Компания SRNS также искала возможности для выгодного повторного использования отходов. Вместо захоронения более 21360 тонн асфальта и бетона, оставшихся после мощения основных дорог, компания SRNS обязалась использовать этот материал для ремонта вторичных дорог, а также дорог в округе Оранжбург в штате Южная Каролина.

Кроме того, команда, которая заботится об окружающей среде, использует несколько методов сокращения отходов и обеспечения устойчивости. Древесные отходы используются для питания объекта по производству биомассы, большинство транспортных средств малой грузоподъемности были заменены моделями на альтернативном топливе, а также были закуплены энергоэффективные электронные устройства для сокращения выбросов парниковых газов. Солнечные технологии и беспилотники также используются для снижения энергопотребления на площадке. Все эти методы способствовали снижению затрат на удаление отходов и укреплению репутации площадки в рамках управления экологией.

Инициативы, мероприятия и программы по взаимодействию с сотрудниками постоянно сообщают о важности рециклирования как сотрудникам, так и местному сообществу. Благодаря партнерству с некоммерческой Организацией повторного использования сообщества Саванна-Ривера (Savannah River Site Community Reuse Organization – SRSCRO), избыточное государственное оборудование и материалы продаются, а доход распределяется между соседними округами в Южной Каролине и Джорджии для оказания помощи в проектах по улучшению инфраструктуры.

Источник: Savannah River Nuclear Solutions 26.6.2019

В Канадских ядерных лабораториях (Canadian Nuclear Laboratories – CNL) мультифизическое моделирование используется, чтобы оценить сложное поведение ядерного топлива.

В ядерной технике, где исследования направлены на повышение безопасности, эффективности и экономичности реакторов, для моделирующих исследований часто используются усовершенствованные и надежные компьютерные коды. Но они также являются реальным препятствием для инноваций из-за необходимости рассматривать множество строк кода, чтобы исследовать потенциальный эффект незначительной настройки системы. В качестве альтернативы для модификации устаревших кодов мультифизическая платформа предоставляет среду, позволяющую инженерам исследовать изменения в данных и методах моделирования без осложнений адаптации длинного кода.

Мультифизическое программное обеспечение для создания математической модели включает в себя большое количество физических явлений. Работа по моделированию включает представление ядерных топливных таблеток, включая перенос тепла, деформацию структурной механики, механический контакт, повышение давления из-за выделения газа продуктов деления и микроструктурные изменения из-за роста гранул, радиационного повреждения и выгорания. Также смоделировано поведение оболочки вокруг ядерного топлива.

В ядерном реакторе топливные таблетки, подвергающиеся реакциям деления, испытывают воздействие высоких температур, высоких температурных градиентов и теплового расширения. Кроме того, в топливных таблетках накапливаются продукты деления.

Микроструктура таблеток ядерного топлива изменяется после длительной высокотемпературной эксплуатации. Изготовленная структура гранул остается только снаружи, ближе к охлаждающей жидкости, где температура самая низкая. При чуть более высоких температурах гранулы растут (огрубляются), образуя область равноосного роста гранул. При самых высоких температурах механизм переноса паров приводит к миграции пор вдоль градиента температуры (по направлению к центру), образуя центральную пустоту и оставляя после себя длинные столбчатые гранулы.

Внутри керамического топлива образуются трещины. Существует также контакт между керамической таблеткой и ее металлической оболочкой. Необходимо учитывать радиационное повреждение, поскольку продукты деления высоких энергий, такие, как гамма и нейтронное излучение, изменяют микроструктуру всех материалов. Существует также макроскопическое набухание, поскольку вследствие деления один атом делится на два, и два атома занимают больше места, чем один. Два продукта деления, инертные газы ксенон и криптон, образуют пузырьки внутри топливных таблеток. Также необходимо учитывать проблемы коррозии, так как высокотемпературная вода в радиационной среде приводит к образованию продуктов радиолиза, которые вызывают коррозию снаружи оболочки.

Предотвращение отказа топлива. Поскольку свойства таблеток ядерного топлива резко меняются при облучении, инженеры в значительной степени полагаются на модели, чтобы предсказать, как характеристики топлива, такие, как пиковая температура, давление газа и деформация оболочки, будут меняться между доступными экспериментами. Точно так же знание о возможном проявлении в радиационной среде изменения конструкции требует обширной работы по моделированию и проверки с помощью физических измерений.

Одним из основных мотивов исследований было моделирование деформации оболочки и получение более точной оценки деформации оболочки, поскольку она является важным механизмом разрушения топлива. После того, как была создана модель для деформации оболочки, система могла быть оптимизирована виртуально. Стратегии оптимизации включают изменение топлива, зазора между топливом и оболочкой или способа обработки топлива один раз в реакторе.

Замена топлива является привлекательным подходом к модернизации АЭС. Это экономически выгодно, так как не нужно обновлять компоненты реактора. Инженеры просто загружают новое топливо, когда наступает время перегрузки топлива.

Несколько явлений в одной модели. С использованием программного обеспечения Comsol Multiphysics® создан инструмент моделирования топлива и оболочки (Fuel and Sheath Modelling Tool – FAST), чтобы фиксировать сложный перенос тепла, механику твердого тела и поведение материала ядерного топлива, оболочки и зазора между топливом и оболочкой.

Получены результаты моделирования FAST, чтобы показать гидростатическое давление, напряжение и осевую ползучесть в оболочке и топливных гранулах. Распределение этих полей является результатом конструктивных параметров, таких, как отношение длины к диаметру и размеры камеры, а также эксплуатационных рассмотрений, таких, как уровень мощности и температура охлаждающей жидкости.

Моделирование эволюции пористости границы гранулы. Для расширения инструмента моделирования и характеризации реактора другим способом смоделированы диффузия газа из топливных гранул, а затем образование и движение пузырьков на границах гранул, с использованием уравнения функциональности моделирования на основе программного обеспечения Comsol®.

При облучении и химической замене ядерного топлива газ просачивается из топливной гранулы, образуя пузырьки, которые сливаются. В традиционной фазовой области объем топливных гранул будет моделироваться. Этот метод игнорирует твердые частицы и моделирует движущуюся поверхность между твердыми частицами и газом. Это превращает трехмерную задачу в двумерную и значительно сокращает необходимые вычислительные ресурсы.

Модель использует два связанных уравнения слабой формы на поверхности гранулы, одно для расстояния до поверхности пузырька, а другое для химического потенциала. Знание того, сколько газа выходит из топлива, позволило рассчитать теплопроводность и давление газа внутри топливного элемента. Результаты этого анализа позволили определить другие ключевые показатели эффективности топлива. Этот набор расчетов служит нелинейным представлением деградации топлива. С помощью моделирования можно оценить, достаточно ли низкое давление, и в этом случае топливо можно продолжать облучать, что очень важно для безопасности.

Инновации в дизайне топлива. Используя мультифизическое моделирование, инженеры лабораторий CNL смогли создать полезный инструмент и подготовить более быстрое повторное проектирование и инновации. Мультифизическое моделирование может информировать другие области развития в ядерной технике. Инженеры могли бы полностью переосмыслить топливо, разрабатывая версии, устойчивые к сценариям тяжелых аварий.

В долгосрочной перспективе программное обеспечение для моделирования играет роль в разработке небольших модульных реакторов. Они могут быть сделаны из новых материалов и иметь новую геометрию.

Источник: Nuclear Engineering International: Features  4.7.2019

Компания «Tokyo Electric Power Co.» (TEPCO) начала удаление топливных сборок из бассейна для отработавшего топлива в здании реактора №3 АЭС «Фукусима-I».

Работники перенесли 7 тепловыделяющих элементов в другой бассейн на расстоянии примерно 100 метров, затем временно остановили работы для инспекции процедур и объектов. Перенос элементов был возобновлен после подтверждения безопасности процедуры.

Источник: NHK 4.7.2019

Компания «National Cooperative for the Disposal of Radioactive Waste» (Nagra) провела ежегодное общее собрание в Берне. Основным событием 2018 г. стало завершение второго этапа отраслевого плана для глубоких геологических хранилищ.

Второй этап определялся не только тонкой технической работой, но и конструктивным сотрудничеством с властями, выбором регионов и размещением кантонов. Однако успешное завершение второго этапа не означает прекращение работы. Третий и последний этап займет столько же времени, сколько и первые два. Работа на этом последнем этапе уже началась. В апреле начато бурение глубокой скважины в Бюлахе. Этим летом начнется бурение в Трулликоне.

Последние несколько месяцев показали, что буровые площадки не только предоставляют научную информацию, но и являются идеальной платформой для ведения диалога и предоставления информации. Общественность проявляет большой интерес к экскурсиям по буровым площадкам.

Помимо бурения глубоких скважин, заключительный этап включает в себя задачу дальнейшего развития наземной инфраструктуры хранилища, решения еще одной продолжающейся проблемы. Предложения компании «Nagra» в настоящее время обсуждаются и оцениваются в трех потенциальных регионах размещения.

В конце третьего этапа будет принято принципиальное политическое решение о месте удаления отходов в Швейцарии. Знаки благоприятны. Есть три перспективных региона для выбора. Примерно через три года будет ясно, какой регион является наиболее подходящим, достижение этого уровня будет одновременно сложным и захватывающим.

Источник: Nagra 25.6.2019

Департамент бизнеса, энергетики и промышленной стратегии (BEIS) объявил, что в Великобритании завершили первоначальные действия по внедрению геологического хранилища, изложенные в Белой книге от 2014 г. Эти действия включали разработку процессов планирования землепользования, подготовку к работе с сообществами и национальные геологические исследования.

В ноябре 2010 г. правительство взяло на себя обязательство подготовить ежегодный отчет для парламента, в котором будет изложен прогресс в отношении обращения с высокоактивными отходами, и последний доклад о программе геологического удаления, охватывающий период с апреля 2017 г. по апрель
2019 г., который будет выполнен в рамках этого обязательства.

После публикации этого отчета департамент BEIS заявил, что пересмотренный правительством проект Отчета по национальной политике (National Policy Statement – NPS) для инфраструктуры геологического хранилища должен быть вскоре представлен в парламент. Подготовка и публикация проекта отчета для консультаций ознаменовали завершение первоначальных действий по национальному планированию землепользования.

Проект политики, описывающий процесс работы с сообществами в целях определения подходящего места для геологического хранилища (geological disposal facility – GDF) под названием «Работа с сообществами», был опубликован для консультаций в январе 2018 г. Правительство опубликовало свою окончательную политику в декабре 2018 г. в докладе «Реализация геологического удаления – работа с сообществами: обновленная основа для долгосрочного обращения с высокоактивными отходами». По сообщению департамента BEIS, этот документ подтверждает основополагающую политику правительства по осуществлению геологического удаления, включая политику в отношении того, как Управление по обращению с радиоактивными отходами (RWM, дочерняя компания Управления по выводу из эксплуатации) будет взаимодействовать с местными властями и общинами в Англии, чтобы определить подходящее место для хранилища GDF.

Эта политика устанавливает, как сообщества, участвующие в процессе, могут получить выгоду от ранних инвестиций, могут выйти из процесса и должны указать, что они готовы принять хранилище GDF через исследование общественной поддержки, прежде чем управление RWM запросит согласие на разработку. По сообщению департамента BEIS, в Англии была выражена широкая поддержка общего подхода к взаимодействию с общинами, но были высказаны мнения, что правительство должно обеспечить бόльшую ясность в некоторых частях процесса, особенно в отношении роли местных органов власти. Это было учтено в итоговой политике – «Внедрение геологического хранилища: отчет о проделанной работе, апрель 2017 г. – апрель 2019 г.».

Новый процесс поиска места для хранилища в Англии был начат в декабре 2018 г., а в Уэльсе – в январе 2019 г. В качестве следующего этапа в планировании землепользования департамент BEIS намерен представить в парламент Отчет по национальной политике по инфраструктуре для геологического удаления отходов в целях его назначения. Процесс размещения может занять до 20 лет, в течение которых управление RWM будет проводить детальную техническую работу на потенциальных участках для оценки их пригодности. Консультации о том, как управление RWM будет оценивать перспективные участки для хранилища GDF, проходили в Англии с декабря 2018 г. по март 2019 г., а в Уэльсе с января по апрель 2019 г.

В течение периода, охватываемого последним отчетом, управление RWM завершило обязательство провести национальное геологическое исследование, работая в тесном сотрудничестве с Британской геологической службой (BGS). В исследовании обобщена геология Англии, Уэльса и Северной Ирландии, которая имеет отношение к безопасному удалению высокоактивных отходов, и собрана информация о типе породы, структуре породы, о подземной воде, природных процессах и ресурсах. Публикация управления RWM о результатах национального геологического исследования означает завершение первого этапа.

Хранилище GDF будет площадкой, лицензированной в соответствии с Законом о ядерных установках от 1965 г. Это означает, что роль Управления по ядерному регулированию (ONR) будет заключаться в обеспечении того, чтобы любое будущее хранилище GDF было создано и было безопасным и надежным. Перед строительством хранилища управление RWM должно представить заявку и получить лицензию на ядерную площадку. Управление ONR в марте 2018 г. опубликовало руководство в отношении обеспечения соответствия с лицензией на площадку для будущего хранилища GDF, а в ноябре 2018 г. регулирующий орган опубликовал свою оценку от 2016 г. по общему обоснованию безопасности системы хранилища RWM. По сообщению департамента BEIS, работа по лицензированию продвигается в правительстве, чтобы обеспечить соблюдение соответствующих норм, так что управление ONR обладает необходимыми полномочиями для лицензирования хранилища GDF.

Источник: World Nuclear News 2.7.2019

Финская компания по обращению с отходами «Posiva» объявила о начале строительства завода по инкапсулированию отработавшего топлива на площадке в Олкилуото на западе Финляндии. Установка необходимых систем в подземных камерах для удаления также должна начаться в ближайшее время.

Площадка для хранилища компании «Posiva» в Эурайоки, рядом с АЭС «Олкилуото», была выбрана в 2000 г. Парламент Финляндии утвердил принципиальное решение по проекту хранилища в 2001 г. Компания «Posiva», находящаяся в совместном владении финских ядерных компаний «Fortum» и «Teollisuuden Voima Oyj», представила заявку на получение лицензии на строительство в Министерство занятости и экономики в декабре 2013 г. Компания «Posiva» изучила породу в Олкилуото и подготовила заявку на получение лицензии, используя результаты подземной лаборатории Онкало, которые будут расширены, чтобы сформировать основу хранилища. Правительство предоставило строительную лицензию на проект в ноябре 2015 г., а строительные работы в хранилище начались в 2016 г. Компании «Posiva» по-прежнему требуется получение отдельной лицензии на эксплуатацию объекта. По оценкам компании, расходы на этот масштабный строительный проект составляют около 500 млн евро (570 млн долларов США).

План компании «Posiva» заключается в том, чтобы отработавшее топливо было упаковано в медно-стальные канистры на наземной установке для инкапсуляции, откуда они будут перемещаться в подземные туннели хранилища, расположенные на глубине 400–450 метров, и далее в скважины для удаления, покрытые бентонитовым буфером. Ожидается, что эксплуатация хранилища начнется в 2023 г.

После ввода в эксплуатацию отработавшее топливо будет доставлено в транспортных контейнерах в зону приема инкапсулирующей установки. Эта приемная зона также является местом доставки пустых канистр, предназначенных для окончательного удаления. На установке для инкапсулирования транспортная бочка и канистра для окончательного удаления будут плотно пристыкованы внутри ячейки для обращения с топливом, где топливо сначала передается из транспортной бочки на станцию сушки, а затем в канистру для окончательного удаления. Когда все топливные сборки будут перенесены в канистру, она будет заполнена газообразным аргоном и затем плотно закрыта внутренней стальной крышкой.

Из рабочей камеры заполненная канистра затем будет перенесена на сварочную станцию. Здесь крышка канистры будет герметизирована электронно-лучевой сваркой, что гарантирует плотный и прочный шов. Далее, герметичность сварного шва будет проверяться на контрольной станции с использованием неразрушающих методов испытаний, таких, как рентгеновское и ультразвуковое испытание.

По сообщению компании «Posiva», установка для инкапсулирования спроектирована таким образом, что в окружающую среду не будет выбрасываться опасное количество радиоактивных веществ, даже если во время процесса инкапсулирования топлива возникнут помехи. После этого канистры, прошедшие инспекцию, будут переданы либо на лифте, либо через туннель доступа со специальным транспортным средством к месту окончательного удаления.

Этот очень важный проект, который компания собирается начать, охватывает установку по инкапсулированию в целом, системы, необходимые для начала окончательного удаления, процесс получения лицензии на эксплуатацию и подготовку цепи поставок, необходимых для производства установки. Для проекта требуются эксперты, которые в течение четырех десятилетий работали над разработкой концепции безопасного окончательного удаления, а также специалисты по управлению проектами и различные партнеры. Компания рассчитывает заключить контракты на наиболее значимые работы в ближайшем будущем.

В мае компания «Posiva» объявила, что полномасштабные испытания системы в подземном объекте Онкало для определения характеристик перешли к этапу бетонирования при строительстве торцевой заглушки туннеля для удаления. Испытание обеспечивает функциональность хранения ядерных тепловыделяющих сборок, упакованных в медно-стальные канистры, в туннелях, пробуренных в горных породах, а также засыпку туннелей бентонитовой глиной и герметизацию их железобетонными пробками.

В Финляндии полное управление жизненным циклом является предварительным условием для производства экологически чистой электроэнергии на АЭС. Компания «Posiva» ответственно выполнит окончательное удаление отработавшего топлива АЭС «Олкилуото» и «Ловиза».

Швеция планирует аналогичный объект по инкапсуляции и удалению отработавшего топлива, используя тот же метод хранения. Согласно текущему графику, национальная компания по обращению с радиоактивными отходами «Svensk Kärnbränslehantering AB» планирует начать строительство хранилища отработавшего топлива и завода по инкапсулированию в начале 2020-х годов, и на их завершение потребуется около 10 лет.

Источник: World Nuclear News 25.6.2019

Министерство экологии Испании дало разрешение на строительство пристанционного сухого хранилища отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на АЭС «Кофрентес», провинция Валенсия.

Оценка воздействия на окружающую среду по проекту строительства хранилища была представлена 12 июня Главным управлением по биоразнообразию и качеству окружающей среды и опубликована в Официальном государственном бюллетене 28 июня. Проект будет стоить 3,9 млн евро (4,4 млн долл.), и хранилище начнет действовать к сентябрю 2021 г.

Бассейны выдержки ОЯТ на АЭС «Кофрентес» будут заполнены к 2021 г., а срок эксплуатации станции заканчивается в 2024 г. Эта проблема усугубляется задержками в завершении создания Централизованного временного хранилища (Almacenamiento Temporal Centralizado – ATC) в Вильяр-де-Каньяс, провинция Куэнка. Хранилище ATC будет централизовано принимать ОЯТ и радиоактивные отходы всех испанских АЭС. Между тем, сухое хранилище на площадке АЭС «Кофрентес» могло бы продлить срок работы АЭС до 2030 г., после чего станция будет выведена из эксплуатации.

Новый объект в Кофрентесе будет иметь вместимость для 24 контейнеров и, как ожидается, будет принимать по пять контейнеров каждые 24 месяца, что должно позволить станции работать по крайне мере до 2031 г. Если бы хранилище ATC вошло в строй, то теоретически АЭС «Кофрентес» смогла бы работать еще дольше. Однако в феврале Совет министров утвердил Национальный комплексный план по энергетике и климату на 2021–2030 гг. (Plan Nacional Integrado de Energía y Clima – PNIEC) и так называемую Стратегию обоснованного перехода, нацеленную на удвоение ветряной электрогенерации между 2015 и 2030 гг. и девятикратное увеличение выработки фотоэлектрической солнечной энергии, вместе с сокращением ядерной генерации более, чем вдвое. Пока компания «Iberdrola», оператор АЭС «Кофрентес», официально не объявляла о своем решении продлить работу станции, хотя давала понять, что выступает за это.

Источник: Nuclear Engineering International: News 4.7.2019

Комиссия по вопросам конкуренции Намибии условно одобрила приобретение китайской корпорацией (China National Uranium Corporation – CNUC) компании «Rössing Uranium Limited» (RUL). Это единственное утверждение, необходимое для завершения сделки.

Россинг является самым длинным в мире урановым предприятием с открытым карьером. Предприятие работает с 1976 г. и имеет мощность 4500 тонн U₃O₈ в год. Россинг расположен в Намибии в 12 км от города Арандис, в 70 км от прибрежного города Свакопмунд в районе Эронго.

Корпорация CNUC намерена приобрести весь акционерный капитал компании «Rio Tinto Overseas Holding Ltd», что даст ей контроль над компанией RUL, владельцем рудника Россинг. В ноябре 2018 г. компания «Rio Tinto» объявила о заключении соглашения о продаже своей доли 68,62% в компании RUL корпорации CNUC за 106,5 млн долл. США. Корпорация CNUC является частью Китайской национальной ядерной корпорации (China National Nuclear Corporation – CNNC). В мае компания «Rio Tinto» заявила, что все другие разрешения были успешно получены и условия, относящиеся к соглашению, были выполнены.

Комиссия заявила, что предложенная сделка вряд ли будет препятствовать конкуренции, но она вызывает серьезные опасения для общественности, включая занятость, объединение тендеров на услуги, товары и/или продукты, трансфертное ценообразование и доминирование местного уранового сектора. Поэтому она установила условия для обеспечения занятости и местных закупок, а также для сохранения налогов и отчислений. Помимо прочего, в течение двух лет не допускается сокращение штатов сотрудников компании RUL, и от компании потребуется поддерживать соотношение 95% местных и иностранных работников в течение срока службы рудника. Любой сотрудник, не являющийся намибийцем, назначенный на управленческом уровне, будет ограничен двухлетним срочным контрактом.

Компания RUL не сможет изменить свою политику закупок от 2013 года для предоставления менее выгодных условий местным поставщикам, и ей необходимо принять меры для обеспечения того, чтобы местные намибийские малые и средние предприятия извлекали выгоду из практики закупок. Предлагаемая сделка обеспечит лучшее возможное будущее для предприятия Россинг, которое, как месторождение с низким содержанием урана, остается на более высоком уровне стоимости урана.

Поскольку ожидается, что урановый рынок не сможет существенно восстановиться в краткосрочной и среднесрочной перспективе, сокращение портфеля контрактов не обеспечит достаточного снижения высокой удельной стоимости. Вертикальная интеграция в китайской корпорации CNNC через дочернюю корпорацию CNUC открывает много возможностей как для предприятия Россинг, так и для заинтересованных сторон.

Источник: World Nuclear News 1.7.2019

Режим ядерной безопасности Бельгии является надежным, заключила международная группа экспертов после двухнедельного обзора, проведенного МАГАТЭ.

Миссия Международной консультативной службы по физической защите (International Physical Protection Advisory Service – IPPAS), которая состоялась с 10 по 21 июня, включала обзор ответов страны на рекомендации предыдущей миссии в 2014 г. Группа провела оценку общей нормативно-правовой базы для обеспечения безопасности ядерных и других радиоактивных материалов, включая выполнение Поправки 2005 года к Конвенции по физической защите ядерного материала (Convention on the Physical Protection of Nuclear Material – CPPNM), которая была более масштабной по сравнению с миссией 2014 г., включая также компьютерную безопасность и правила для установок, содержащих радиоактивные источники.

По сообщению МАГАТЭ, с 2014 г. группа наблюдала значительные улучшения и отметила, что режим физической ядерной безопасности в Бельгии включает фундаментальные принципы измененной конвенции CPPNM. Организуя последующую миссию службы IPPAS и расширив сферу своей деятельности по безопасности радиоактивных источников и компьютерной безопасности, правительство Бельгии продемонстрировало твердую постоянную приверженность укреплению своих мер в области физической ядерной безопасности.

Миссия IPPAS была проведена по запросу правительства Бельгии. Миссию возглавлял Стив Скелтон, главный инспектор Управления по ядерному регулированию Великобритании, и в ней участвовали семь других экспертов из Финляндии, Франции, Венгрии, Литвы, Швейцарии, США и МАГАТЭ. Группа встретилась с экспертами из Федерального агентства по ядерному контролю (Federal Agency for Nuclear Control – FANC) Бельгии и его технического подразделения BelV, должностными лицами Управления национальной безопасности и Координационного отдела по анализу угроз, а также с представителями федеральной и местной полиции, Министерства обороны, Центра кибер-безопасности Бельгии и Национального кризисного центра.

Группа представила рекомендации и предложения по поддержке Бельгии в дальнейшем укреплении и поддержании физической ядерной безопасности. Также было выявлено несколько хороших практик. Для Бельгии постоянное улучшение, тесное сотрудничество и обмен передовым опытом между всеми заинтересованными сторонами являются ключевыми в стремлении улучшить режим физической ядерной безопасности.

Группа службы IPPAS также посетила АЭС «Тианж» и Центр ядерных исследований (SCK-CEN), где она сосредоточилась на реализации мер физической защиты. Миссии службы IPPAS призваны помочь государствам-членам МАГАТЭ в укреплении их национального режима физической ядерной безопасности, предоставляя советы от коллег по применению международных документов и руководств МАГАТЭ по защите ядерных и других радиоактивных материалов и установок. Они могут проводиться как на общенациональной, так и на конкретной основе. Миссия в Бельгии стала 87-й, осуществляемой МАГАТЭ с начала программы службы IPPAS в 1995 г.

Источник: World Nuclear News 25.6.2019

Кавун О. Ю., д.т.н. (kavun@secnrs.ru), Кавун В. О. (vkavun@secnrs.ru), Семишин В. В. (semishin@secnrs.ru), Жылмаганбетов Н. М. (zhylmaganbetov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Терешонок В. А., к.ф.-м.н. (VATereshonok@vniiaes.ru), Питилимов В. А. (VAPitilimov@vniiaes.ru), Кряквин Л. В., к.т.н. (LVKryakvin@vniiaes.ru), Романов П. А. (PARomanov@vniiaes.ru), Денисенко А. О. (AODenisenko@vniiaes.ru) (АО «ВНИИАЭС»).

Представлены результаты расчетного моделирования экспериментов по измерению параметров энергоблока No 1 Ленинградской АЭС-2, проведенных на этапе физического пуска энергоблока. Расчеты проводились по программному средству «Rainbow-TPP».

Скачать статью можно в формате PDF.

Numerical simulation of neutron-physical parameters measurements carried out during the reactor startup tests of unit 1 of Leningrad-2 NPP

Kavun O., Ph. D., Kavun V., Semishin V., Zhylmaganbetov N. (SEC NRS), Tereshonok V., Ph. D., Pitilimov V., Kryakvin L., Ph. D., Romanov P., Denisenko A.(JSC “VNIIAES”)

The article represents the numerical simulation of experiments, carried out during the reactor physical startup of unit 1 Leningrad-2 NPP. The calculations were performed by “Rainbow-TPP” code.

Бугаев Е. Г., д.т.н. (bugaev@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Кишкина С. Б., к.ф.-м.н. (svetlank@gmail.com) (ИДГ РАН).

На примере анализа условий площадки Балтийской АЭС проведена оценка долговременной и текущей сейсмической опасности. Достоверность полученных результатов контролируется имеющимися сейсмологическими данными и оценками ОСР-97. Предлагаемая методика позволяет формализовать выявление места, оценку магнитуды и частоты максимальных землетрясений, а также определить долговременную и текущую сейсмическую опасность.

Скачать статью можно в формате PDF.

Assessment long-term and current seismic hazard of OIAE site on basis of materials of engineering researches

Bugaev E., Ph. D. (SEC NRS), Kishkina S., Ph. D. (IDG RAS)

Assessment long-term and current seismic hazard is executed on the example of the Baltic NPP site. Reliability of the received results are controlled taking into account available restricted, but reliable seismological yielded and results of OSR-97. The offered technique allows to formalize identification of the place, assessment of magnitude and frequency of the maximal earthquakes, their indeterminacies and also determination long-term and current seismic hazard.

Крюков А. М., д.т.н. (kryukov@secnrs.ru), Рубцов В. С., к.т.н. (vrubtsov@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Выполнен анализ результатов исследования зависимости радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 от флакса нейтронов. Облучение образцов высоким флаксом, соответствующим флаксу, воздействую-щему на корпус реактора, проводилось в каналах для образцов свидетелей. Показано, что зависимость радиацион-ного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 от флакса нейтронов становится значимой при содержании меди выше 0,13 %.

Скачать статью можно в формате PDF.

Flux effect analysis in WWER-440 reactor pressure vessel steels

Kryukov A., Ph. D., Rubtsov V., Ph. D.(SEC NRS)

The results of long term research concerning the determination of irradiation embrittlement dependence on fast neutron flux for WWER-440 reactor pressure vessel steels are presented in this paper. All Charpy specimens were irradiated at high and low fluence rates in similar conditions in surveillance channel positions. It can be seen that there is a significant flux effect in such WWER-440 reactor pressure vessel steels with higher copper content (> 0.13wt %).

Кавун О. Ю., д.т.н. (kavun@secnrs.ru), Кавун В. О. (vkavun@secnrs.ru), Семишин В. В. (semishin@secnrs.ru), Смирнова А. А. (smirnova@secnrs.ru)(ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Кряквин Л. В., к.т.н. (LVKryakvin@vniiaes.ru), Сизов Р. А. (RASizov@vniiaes.ru) (АО «ВНИИАЭС»).

Представлены результаты расчетов эффективности органов регулирования системы управления и защиты на примере реактора ВВЭР-1200 по различным методикам и проведен анализ выявленных расхождений.

Скачать статью можно в формате PDF.

Numerical assessment of the control rods effectiveness for VVER-1000 type reactors

Kavun O., Ph. D., Kavun V., Semishin V., Smirnova A. (SEC NRS) Kryakvin L., Ph. D., Sizov R.(JSC “VNIIAES”)

This article presents the results of calculations of the effectiveness of the control rods based on the VVER-1200 reactor using various methods and the analysis of the revealed deviations.

Назин Е. Р., к.т.н. (nazin@secnrs.ru), Зачиняев Г. М. (zgm2@yandex.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Белова Е. В. (bl174@bk.ru), к.х.н., Скворцов И. В. (skvortsov.ivan.68@gmail.com) (ФБУ «НТЦ ЯРБ», ИФХЭ РАН).

Определены условия возникновения экзотермических самоускоряющихся процессов окисления в растворах ТБФ в разбавителях с уранилнитратом и азотной кислотой. Показано, что основным фактором их инициации явля-ется нагревание смесей до температур (Тст ), выше которых скорость выделения тепла при протекании химичес-кой реакции начинает превышать скорость его отвода. В результате начинается быстрый сморазогрев смеси с интенсивным газовыделением.

Скачать статью можно в формате PDF.

The research thermal stability of the «TBP – diluent – uranуl nitrate» system

Nazin E., Ph. D., Zachinyaev G. (SEC NRS), Belova E., Ph. D., Skvorcov I. (SEC NRS, IPCE RAS)

The conditions of occurance of exothermic self-accelerating oxidation processes in TBP solutions in diluents with uranyl nitrate and nitric acid are determined. It is shown that the main condition is the heating of the mixtures to temperatures (Tst ), above which the heat release as a result of the chemical reaction starts to exceed its removal from the mixture and begins its self-heating with the gas evolution.

Курындин А. В., к.т.н. (kuryndin@secnrs.ru), Киркин А. М. (kirkin@secnrs.ru), Шаповалов А. С. (shapovalov@secnrs.ru), Сорокин Д. В. (sorokin@secnrs.ru), Ляшко И. А. (lyashko@secnrs.ru)(ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В соответствии с требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, помимо установления категории нарушения в работе объекта использования атомной энергии должна быть прове-дена оценка нарушения по шкале ИНЕС. Процедура классификации событий по шкале ИНЕС является достаточно время- и трудозатратной.Авторами разработано программное средство, позволяющее проводить экспресс-оценку классификации аварии на объекте использования атомной энергии по шкале ИНЕС. В работе представлены обзор методологии, применя-емой при классификации событий по шкале ИНЕС, обзор разработанного на ее основе программного средства и пример его использования.

Скачать статью можно в формате PDF.

The software implementation of the method for determining the level of nuclear and radiological events in the INES scale

Kuryndin A., Ph. D., Kirkin A., Shapovalov A., Sorokin D., Lyashko I. (SEC NRS).

In accordance with the requirements of federal rules and regulations in addition to establishing the incident (accident) category for investigation purposes an assessment of the level of incident (accident) on the INES should be carried out. The INES rating procedure is rather time-consuming.Authors had developed the software which allows the express classification of the emergency events on facilities on the INES scale. In the research are provided the review of methodology is used to classify the events on the INES scale, the review of the software developed on this basis and example of its using.

Шарафутдинов Р. Б., к.т.н. (charafoutdinov@secnrs.ru), Понизов А. В. (ponizov@secnrs.ru), Мурлис Д. В. (murlis@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Савельева Е. А., к.ф.-м.н. (esav@ibrae.ac.ru), Свительман В. С., к.ф.-м.н. (svitelman@ibrae.ac.ru) (ИБРАЭ РАН).

Рассматривается подход к учету особенностей (свойств, характеристик) системы захоронения радиоактив-ных отходов и влияющих на нее событий и процессов природного и техногенного происхождения при обосновании долговременной безопасности пунктов захоронения радиоактивных отходов после закрытия, который состоит в обобщении и формализации установленных в федеральных нормах и правилах в области использования атом-ной энергии перечней исходных событий проектных аварий с учетом международно принятого перечня особенно-стей, событий, процессов. Продемонстрировано использование данного подхода к пунктам глубинного захоронения жидких радиоактивных отходов.

Скачать статью можно в формате PDF.

Methodological aspects of accounting of features, events and processes of natural and man-induced origin in justification of long-term safety of radioactive waste disposal system

Sharafutdinov R., Ph. D., Ponizov A., Murlis D. (SEC NRS), Saveleva E., Ph. D., Svitelman V., Ph. D. (IBRAE)

An approach is considered to accounting of features (properties, characteristics) of the radioactive waste disposal system and events and processes of natural and man-induced origin affecting it in justification of long-term safety of radioactive waste disposal facilities after their closure, which consists of generalization and formalization of the lists of initial events of design basis accidents established in federal rules and regulations in the field of atomic energy use, taking into account the internationally accepted list of features, events and process. The approach is illustrated with regard to deep disposal facilities for liquid radioactive waste.

Гераскин И. Н. (geraskin_in@nrcki.ru), Мясников А. А. (myasnikov_AA@nrcki.ru),Смирнова А. К. (smirnova_ak@nrcki.ru) (НИЦ «Курчатовский институт»).

В работе приведены результаты расчетных исследований радиационной безопасности при обращении со свежим топливом, содержащим предельное по техническим условиям для таблеток топлива реактора РБМК-1000 количество 232U, 234U и 236U. Показано, что при обращении со свежим топливом за счет повышенного содержа-ния 232U возрастают мощности доз от тепловыделяющей сборки и транспортного упаковочного комплекта и, как следствие, дозовые нагрузки на персонал. При ограничении времени между получением обогащенного гексафторида урана и загрузкой топлива в реактор дозовые нагрузки на персонал не превышают нормативных пределов.

Скачать статью можно в формате PDF.

Radiation safety studies of fresh fuel handling at increased content of even uranium isotopes in the raw material on RBMK-1000 nuclear power plants

Geraskin I. N., Myasnikov A. A., Smirnova A. K. (National Research Center «Kurchatov Institute»).

The article presents the results of radiation safety calculation studies of handling with fresh fuel with maximum permissible concentrations of 232U, 234U and 236U isotopes in the fuel pellets of RBMK-1000 reactor. It is shown that during handling with this fuel composition the dose rates from fuel assembly and transport and packing set are increased due to the increased content of 232U. As a consequence, the dose rates to nuclear plant personnel are also increased. If the time between enriched uranium hexafluoride producing and reactor fuel loading is limited, dose rates to nuclear plant personnel do not exceed regulatory limits.

Хренников Н. Н., к. ф.-м. н. (khrennikov@secnrs.ru), Кавун О. Ю., д. т. н. (kavun@secnrs.ru), Семишин В. В. (semishin@secnrs.ru), Кавун В. О. (vkavun@secnrs.ru), Пипченко Г. Р. (pipchenko@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»),Перевезенцев В. В., д. т. н. (perevezentsev@bmstu.ru) (МГТУ им. Н. Э. Баумана).

В статье изложена методика моделирования и расчет тестовой задачи (бенчмарка), которая предназначена обеспечить основу для оценки способности связанных программных средств предсказывать развитие переходных процессов на АЭС.

Скачать статью можно в формате PDF.

Benchmark calculation on reactivity compensation initiated by dilution of boron acid in VVER-1000 primary circuit coolant by stepwise control rods group insertion

Khrennikov N. N., Ph. D., Kavun O. Yu., Ph. D., Semishin V. V., Kavun V. O., Pipchenko G. R. (SEC NRS), Perevezentsev V. V., Ph. D. (BMSTU)

This work presents the method of modeling and calculation results of the benchmark which is designed to provide the framework to assess the ability of the traditional coupled codes to predict the transient response of the NPP.

Букринский А. М., заслуженный энергетик России (bukrinskyam@mail.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Правильная классификация систем и элементов технических устройств играет очень важную роль при их проектировании, изготовлении и эксплуатации, позволяет предъявлять к различным системам и элементам диффе-ренцированные требования, обеспечивая их функционирование наилучшим образом и достижение целей, для кото-рых эти технические устройства были созданы.При формировании требований по безопасности атомных станций в Советском Союзе в конце 60-х – начале 70-х гг. возник вопрос о классификации систем и элементов, а вместе с ним и противоречия с существовавшей тогда классификацией МАГАТЭ.

Скачать статью можно в формате PDF.

Safety function — category of classification

Bukrinsky A. M., honored power engineering specialist of Russia (SEC NRS).

The correct classification of systems and elements of technical devices plays very important role at their design, production and operation, allows making the differentiated requirements to various systems and elements, providing their functioning in the best way and achievement of the objectives for which technical devices were created.When forming requirements for safety of nuclear power plants in the Soviet Union in the late 60th — the beginning of the 70th there was a question of classification of systems and the elements, and contradictions together with it with the classification of IAEA existing then.

Хамаза А. А., к. т. н. (a.khamaza@secnrs.ru), Мистрюгов Д. А., к. п. н. (mistryugov@secnrs.ru), Урманова Д. И. (urmanova@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье рассматривается деятельность ФБУ «НТЦ ЯРБ» в рамках Форума организаций научно-технической поддержки органов регулирования ядерной и радиационной безопасности (Форум ОНТП), функционирующего под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ).

Скачать статью можно в формате PDF.

SEC NRS activities in the framework of technical and scientific support organizations forum (TSOF)

Khamaza A. A., Ph. D., Mistryugov D. A., Ph. D., Urmanova D. I. (SEC NRS)

The article covers SEC NRS activities within the framework of Technical and Scientific Support Organizations Forum (TSOF) under the aegis of the International Atomic Energy Agency (IAEA).