Соколов И.П., д.х.н., Скворцов И.В. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Проведен физико-химический анализ влияния технологических параметров на значения показателей пожаровзрывоопасности химико-технологических процессов объектов ядерного топливного цикла.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Physical-chemical aspects of estimation of explosion indexes for chemical-technological processes оf fuel cycle facilities

Sokolov I., Ph.D., Skvortsov I. (SEC NRS).

The physical-chemical analysis of technological parameters influence on explosion hazards indexes of chemical-technological processes of fuel cycle facilities is suggested.

Ланкин М.Ю., к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Любарский А.В., к.т.н., Кузьмина И.Б., к.т.н. (МАГАТЭ), Токмачев Г.В., к.т.н.(ОАО «Атомэнергопроект»).

В статье на основе анализа соответствия проектных решений АЭС «Фукусима-Дайичи» требо- ванию отказобезопасного проектирования поднимается вопрос, всегда ли однозначно можно сказать, какое состояние является безопасным с точки зрения указанного требования. Для получения обоснован- ного ответа на данный вопрос предлагается использование риск-ориентированного подхода, приводятся примеры применения такого подхода.

Статью целиком вы можете скачать в формате PDF.

Risk-informed application of fail-safe design principle (based on lessons learned from Fukushima-Daiichi accident)

Lankin M., Ph.D. (SEC NRS), Lyubarskiy A., Ph.D., Kuzmina I., Ph.D. (IAEA), Tokmachev G., Ph.D. (Atomenergoproject).

The article raises the question, whether always it is possible to say what the system (or equipment) state is safe from the point of view of the fail-safe design requirements. The paper starts by the analysis of conformity of design solutions of NPP «Fukushima-Daiichi» to the fail-safe design requirements. To reach an informed answer to the question the paper suggests usage of a risk-informed approach. Also examples of the application of this approach are provided.

Синегрибов С.В., Аникин А.Ю., Курындин А.В. (ФБУ «НТЦ ЯРБ», Москва, Россия).

По материалам межотраслевого научно-технического семинара «Расчетные и экспериментальные исследования динамики ядерных энергетических установок», г. Сосновый бор, 20 – 22 октября 2015 года.

В рамках продолжения работы по верификации SERPENT для оценки ядерной безопасности объектов использования атомной энергии проведены дополнительные исследования с топливом, аналогичным топливу российских ядерных энергетических установок.

В частности, на основе расчетного бенчмарк-эксперимента выполнена оценка точности расчета К_эфф квазистационарных состояний активной зоны реактора ВВЭР 1000 со смешенной загрузкой уранового и МОКС-топлива. Для этого разработана полномасштабная двумерная модель, содержащая активную зону реактора, выгородку, корзину и корпус реактора. Все тепловыделяющие сборки в активной зоне являются профилированными и содержат твэги с гадолинием в качестве выгорающего поглотителя нейтронов. Кроме того, в модели учитывается, что в активную зону загружены ТВС с 4-х годичным топливным циклом для уранового топлива и 3 х годичным – для МОКС-топлива, то есть сборки в активной зоне имеют различное выгорание.

На рисунке представлен разрез модели активной зоны для состояния с опущенными стержнями аварийной защиты (слева) и соответствующее данному состоянию распределение потока тепловых нейтронов, полученное с использованием ПС SERPENT (справа). Результаты расчета показали, что значения, полученные с использованием ПС SERPENT, незначительно отличаются от значений аттестованных ПС MCU и MCNP, и находятся, как правило, в диапазоне между их значениями, что говорит о высокой степени точности ПС SERPENT.

Помимо вышесказанного в докладе кратко представлены результаты расчетов ранее выполненных бенчмарк-экспериментов с топливом, аналогичным топливу российских реакторов.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Сорокин В.Т., Демин А.В., Кащеев В.В. (АО «Атомпроект») Гатауллин Р.М., Меделяев И.А. (ОАО «345 механический завод»)

Проведено радиационное обоснование использования бетонных контейнеров типа НЗК для кондиционирования радиоактивных отходов 3 класса.

Статью целиком вы можете скачать в формате PDF.

Radiation and feasibility study aspects in respect to application of NZK-150-1,5P containers at radioactive waste conditioning

Radiation and feasibility study with regard to application of the NZK-type reinforced concrete containers for radioactive waste conditioning of the III-rd class was carried out.

По материалам кандидатской диссертации С.А. Шевченко, ФБУ «НТЦ ЯРБ».

Понятие реактивности является одним из основных в физике, методах расчета и обосновании безопасности ядерных реакторов.

В соответствии с требованиями действующих федеральных норм и правил в области использования атомной энергии результаты выполненных в процессе проектирования расчетов эффективности аварийной защиты и других связанных с реактивностью характеристик активной зоны реакторной установки, должны быть подтверждены путем измерений этих характеристик, выполняемых на минимально контролируемом уровне мощности во время физического пуска реакторной установки (п.п. 3.1.1, 3.1.3 и 3.1.10 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», НП-082-07).

Сопоставление измеренных и рассчитанных характеристик реактора, определяемых через реактивность, необходимость которого вытекает из указанных требований НП-082-07, является неотъемлемой частью обоснования безопасности АЭС. Убедиться в корректности проведения таких сопоставлений – важная задача органа регулирования безопасности при использовании атомной энергии (Ростехнадзора).

При определении эффективности аварийной защиты и групп органов регулирования системы управления и защиты методом сброса стержней на АЭС с ВВЭР, измерение реактивности осуществляется с помощью ионизационных камер, расположенных за пределами активной зоны в бетоне биологической защиты РУ, сигнал которых обрабатывается реактиметром с использованием обращенного решения уравнения кинетики. Таким образом, измерение величины реактивности на самом деле осуществляется определением этой величины расчетно-экспериментальным путем. Поэтому исследование расчетного моделирования измерения реактивности и подходов по сопоставлению этих расчетов с результатами измерений, являются важными задачами, как регулирования, так и обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР.

Диссертация посвящена развитию и разработке методов расчетного моделирования ввода больших отрицательных реактивностей в эксплуатируемых реакторах ВВЭР-1000 и верификации соответствующих алгоритмов расчетов, и поэтому, является актуальной.

https://www.youtube.com/watch?v=AKRxfkaZPl0

Марья-Леена Ярвинен (Управление по ядерной и радиационной безопасности (STUK), Хельсинки, Финляндия).

Руководства YVL, разработанные Управлением по ядерной и радиационной безопасности (STUK), подробно описывают требования к ядерной безопасности Финляндии в отношении использования атомной энергии. В 2006 г. были начаты работы по комплексной переработке этих руководств, а в 2013 г. был опубликован обновленный комплект руководств YVL. При разработке данных руководств учитывались положения директив Евросоюза, требований МАГАТЭ по безопасности, гармонизированных стандартов IEC/EN, а также контрольных уровней и целей безопасности для новых реакторов Ассоциации западноевропейских органов регулирования в области использования атомной энергии.

Помимо указанных мировых публикаций при подготовке обновленной версии руководства учитывались также опыт деятельности по лицензированию и строительству на АЭС «Олкилуото-3» и уроки, извлеченные из аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи» в 2011 г. Требования руководств YVL предъявляются к новым ядерным установкам. Решения о применении требований данных руководств к находящимся в эксплуатации ядерным установкам принимает STUK. Процесс применения обновленных требований на находящихся в эксплуатации АЭС проиллюстрирован рядом примеров, демонстрирующих улучшения в области безопасности.

Статью целиком можно скачать в формате PDF.

Renewal of the YVL guides and their implementation to operating nuclear power plants

Marja-Leena Järvinen (Radiation and Nuclear Safety Authority (STUK), Helsinki, Finland).

The Finnish detailed nuclear safety requirements for the use of nuclear energy are presented in the YVL Guides issued by Radiation and Nuclear Safety Authority (STUK). The comprehensive renewal of the YVL Guides was lanced in 2006 and the renewed set of YVL Guides was published in 2013. Especially EU directives, IAEA safety requirements, harmonized EN-IEC standards as well as WENRA Reference Levels and Safety objectives for new reactors are used when preparing regulatory guides. In addition to the these international references licensing and construction of the Olkiluto 3 experience and the lessons learned from the Tepco Fukushima Daiichi accident in 2011 were taken into account in the renewal process. The requirements in the YVL Guides are set to a new nuclear facility. Separate decisions on the application of the YVL Guides to operating nuclear facilities are made by STUK. The implementation of the renewed set of YVL Guides is presented with some examples of safety improvements to operating nuclear power plants.

Аникина Т.М., Субботин Е.П., к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Юрманов И.Е. (Ростехнадзор).

Приведено краткое описание методики анализа нарушений в системах государственного учета и контроля ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов. Рассмотрено функ- ционирование Автоматизированной информационной системы по регулированию безопасности в области использования атомной энергии. Приведены факторы, указывающие на целесообразность автоматизации процесса анализа нарушений в системах государственного учета и контроля ядерных материалов, ради- оактивных веществ и радиоактивных отходов. Предложено усовершенствование Автоматизированной информационной системы по регулированию безопасности в области использования атомной энергии путем внедрения прикладной задачи по оценке состояния систем государственного учета и контроля ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов.

Полную версию статьи вы можете скачать в формате PDF.

Improvement of information support tool for implementation of state functions by Rostechnadzor on supervision over systems for accounting and control of nuclear materials, radioactive substances and radioactive waste

Anikina T., Subbotin E., Ph. D. (SEC NRS), Urmanov I. (Rostechnadzor).

A brief description of violations analysis methodology with regard to systems for accounting and control of nuclear materials, radioactive substances and radioactive waste is presented. Functioning of the Automated Information System for safety regulation in the sphere of nuclear energy use is addressed. Factors indicating the feasibility of automation of violations analysis process in State System for Accounting and Control of Nuclear Materials, Radioactive Substances and Radioactive Waste are considered. Upgrading of Automated Information System for for safety regulation in the sphere of nuclear energy use by introduction of application task for evaluation of Accounting and Control of Nuclear Materials, Radioactive Substances and Radioactive Waste System status is discussed.

Бугаев Е.Г., д.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Кишкина С.Б., к.ф.-м.н. (ИДГ РАН).

По результатам сейсмологического мониторинга выполнен тематический анализ обоснования сейс- мической безопасности атомных электрических станций и хранилищ отработанного ядерного топлива. Показана неэффективность режимных сейсмологических наблюдений с использованием автономных сейсмических станций, расположенных на удалении более 10 – 15 км друг от друга, что связано со слабой сейсмической активностью районов расположения атомных электрических станций и хранилищ отра- ботанного ядерного топлива и с высоким уровнем помех в пунктах наблюдения.
Такие условия диктуют необходимость использования при сейсмологическом мониторинге высо- кочувствительных систем наблюдения, позволяющих регистрировать очень слабые землетрясения с магнитудами вплоть до отрицательных. На основе анализа результатов наблюдения слабых событий существует возможность вероятностных оценок сейсмичности и обоснования современной геодинами- ческой активности с учетом структурной приуроченности очагов землетрясений.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

Completeness of implementation of regulatory requirements in the substantiation of the seismic safety of nuclear power plants and storages of the fulfilled nuclear fuel

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

This paper presents the results of seismological monitoring data for seismic safety of nuclear power plants and storages of the fulfilled nuclear fuel analysis. The ineffectiveness of the regime seismological observations which are performed using seismic networks with 10-15 rm base is demonstrated. Such inefficiency of rare networks is the result of weak seismic activity of the nuclear power plants and storages of the fulfilled nuclear fuel areas and a high level of noise in the observation points.

In such circumstances it is necessary to use highly sensitive surveillance systems that allow you to register very weak earthquakes with magnitudes up to negative. Based on the analysis of the results of observation of weak events there is the possibility of probabilistic estimates of seismic.

Ташлыков О.Л., к.т.н., Щеклеин С.Е., д.т.н., Хомяков А.П., д.т.н. (Россия, г. Екатеринбург, УрФУ)
Русских И.М., Селезнев Е.Н. (Россия, г. Заречный, Свердловская обл., ОАО «Институт реакторных материалов»).
Показан потенциал проектирования оптимального состава наполнителей гомогенных радиаци- онно-защитных материалов для заданного изотопного состава радиоактивных загрязнений. Приведены результаты расчетно-экспериментального исследования ослабляющей способности гомогенных радиационно-защитных материалов с различными наполнителями по отношению к гамма-излучению.
Статью целиком вы можете скачать в формате PDF.

Numerical and experimental research of homogenous protection against gamma radiation

Tashlykov O.L., Ph.D., Shsceklein S.E., Ph.D., Chomjakov A.P., Ph.D. (Ural Federal University, Ekaterinburg), Russkikh I.M., Seleznev E. (JSC «Institute of Nuclear Materials», Zaretchny).
It is shown the possibilities of design of optimal compositions of homogenous radiation protective materials filling for the given isotopic composition of radioactive pollution. significance of the optimization of the radiation protective material components content which is determined by the isotopic composition of radioactive pollution depending on the reactor type, operation duration and other factors. The results of computational and experimental research of weakening ability of homogenous radiation protective materials with different fillings for gamma- radiation are given.

Киркин А.М., Курындин А.В., к. т. н., Строганов А.А., к. ф-м. н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).
В работе приведены результаты расчетного исследования показателей ядерной и расчетно-экспе- риментального исследования показателей радиационной безопасности транспортирования отработав- шего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 в транспортном упаковочном комплекте нового поколения ТУК-153. Показано, что конструкция ТУК-153 обеспечивает выполнение критериев по ядерной без- опасности с большим запасом, однако мощность дозы на регламентируемом НП-053-04 расстоянии в 2 метрах от поверхности транспортного средства может достигать 90 % от допустимого значе- ния. Консервативность используемых авторами методов и подходов к созданию расчетных моделей под- тверждена экспериментально.
Статью целиком можно скачать в формате PDF.

Calculational and experimental research
Of nuclear and radiation safety indicators during SNF transportation in cask TUK-153

Kirkin A.M., Kuryndin A.V., Ph. D., Stroganov A.A., Ph. D. (SEC NRS).
This paper presents the results of calculation research of nuclear safety indicators and calculation and experimental research of radiation safety indicators of transportation VVER-1000 spent nuclear fuel in cask TUK-153. The article also shows that design of TUK-153 provides nuclear safety criterion by wide margin, however, the dose rates on 2 meters from the vehicle surface can amount to 90 % by limit value. The conservatism of used methods and approaches to the computational models creation is confirmed experimentally.

Соколов И.П., д.х.н., Назин Е.Р., к.т.н., Шарафутдинов Р.Б., к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Кудрявцев Е.Г., к.т.н. (Ростехнадзор), Белова Е.В., к.х.н., Мясоедов Б.Ф., академик РАН (ИФХЭ им. А.Н.Фрумкина).
Проведен анализ отличительных признаков взрывов радиационно-химических систем ядерного топливного цикла, особенностей влияния ионизирующего излучения на показатели пожаровзрывоопасности химических систем ядерного топливного цикла. Рассмотрены актуальные научные проблемы, относящиеся к обеспечению взрывобезопасности технологических процессов ядерного топливного цикла.
Статью целиком можно скачать в формате PDF.

About specific preventation of explosion danger at fuel cycle facilities

Sokolov I.P., Dr., Nazin E.R., Ph.D., Sharafutdinov R.B., Ph.D. (SEC NRS), Kudryavtsev E.G., Ph.D. (Rostechnadzor), Belova E.V., Ph.D., Myasoedov B.F., Academician (IFCE).
The analysis of specific sign of explosion of radiation-chemical systems at fuel cycle facilities, of specific influence of ionizing radiation on fire-explosion indexes of chemical systems at fuel cycle facilities is suggested. The actual scientific problems about explosion safety of technological processes at fuel cycle facilities are considered.

И.А. Ляшко, А.М. Киркин, А.В. Курындин, А.А. Строганов, ФБУ «НТЦ ЯРБ», г. Москва, lyashko@secnrs.ru.

По материалам X Юбилейной Российской научной конференции «Радиационная защита и радиационная безопасностm в ядерных технологиях», прошедшей в России (г. Москва – г. Обнинск) в НОУ ДПО «ЦИПК Росатома» и ИБРАЭ РАН, с 22 по 25 сентября 2015 года.

В 2014 году специалистами ФБУ «НТЦ ЯРБ» разработано три блока информационной системы поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР-440 и РБМК-1000 в транспортных упаковочных комплектах нового поколения ТУК‑146, ТУК‑140 и ТУК‑109Т, соответственно. Информационная система совмещает в себе как аналитическую часть, позволяющую представить общую картину и отследить «тонкие места» в обеспечении безопасности на основе требований действующих нормативных документов, так и расчетную – для возможности оперативного проведения оценок показателей, определяющих безопасность транспортирования ОЯТ при нормальных условиях и в случае аварии, требующей от пользователя только знания известных и/или измеряемых характеристик перевозимого топлива. При создании информационной системы на практике реализованы принципы, подходы и методы, которые, при необходимости, можно будет использовать для решения аналогичных задач для других типов транспортных контейнеров.

В докладе представлено описание заложенной в информационной системе методологии оценки показателей ядерной и радиационной безопасности при транспортировании ОЯТ и особенностей указанных блоков информационной системы.

Доклад целиком доступен для скачивания в формате PDF.

В Магазин информационных материалов НТЦ ЯРБ поступили новые публикации.

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендации по порядку выполнения анализа надежности систем и элементов атомных станций, важных для безопасности, и их функций» (РБ-100-15).

Разработано в целях содействия соблюдению требований следующих федеральных норм и правил в области использования атомной энергии: «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (ОПБ-88/97), «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АС с реактором типа ВВЭР» (НП-006-98), «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах» (НП-018-05). Содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по порядку выполнения и представления результатов анализа надежности систем и элементов, важных для безопасности, а также выполняемых ими функций. Предназначено для использования проектными и конструкторскими организациями, а также эксплуатирующими организациями.

Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 28.01.2015 г. № 26. Выпускается впервые.

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендации к структуре и содержанию руководства по управлению запроектными авариями, в том числе тяжелыми авариями»
(РБ-102-15).

Разработано в целях содействия соблюдению требований следующих федеральных норм и правил в области использования атомной энергии: пунктов 1.2.3, 1.2.16, 4.2.4, 5.1.4, 5.5.6 Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ 88/97); пункта 4.10 Правил ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (НП-082-07). Содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору к структуре и содержанию руководств по управлению запроектными авариями, в том числе тяжелыми авариями, для атомных станций.

Предназначено для специалистов эксплуатирующих организаций и проектных организаций, выполняющих разработку руководств по управлению запроектными авариями.

Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 24.07.2015 г. № 288. Выпускается впервые.

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций» (НП-002-15).

Устанавливают принципы и требования обеспечения безопасности при обращении с РАО атомных станций. Разработаны на основании нормативных правовых актов Российской Федерации, федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Приказ Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 января 2015 г. № 35 «Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций» зарегистрирован в Минюсте России 27 февраля 2015 г. № 36288.

Выпускаются взамен федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций» (НП-002-04). Вступили в силу 15 марта 2015 г.

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Критерии приемлемости радиоактивных отходов для захоронения» (НП-093-14).

Устанавливают общие критерии приемлемости радиоактивных отходов для захоронения; требования к установлению критериев приемлемости радиоактивных отходов для захоронения в определенный пункт захоронения радиоактивных отходов; требования к подтверждению соответствия радиоактивных отходов критериям приемлемости для захоронения; требования к паспорту радиоактивных отходов, передаваемых на захоронение. Распространяются на все классы и виды удаляемых РАО, за исключением отработавших закрытых источников ионизирующего излучения, способы захоронения удаляемых РАО и пункты захоронения РАО.

Разработаны на основании нормативных правовых актов Российской Федерации, федеральных норм и правил в области использования атомной энергии с учетом положений Объединенной Конвенции о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами и рекомендаций международных организаций, в том числе документов МАГАТЭ «Основополагающие принципы безопасности. Основы безопасности» (SF-1) и «Захоронение радиоактивных отходов. Специальные требования безопасности» (SSR-5).

Приказ Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 15 декабря 2014 г. № 572 «Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Критерии приемлемости радиоактивных отходов для захоронения» зарегистрирован в Минюсте России 27 марта 2015 г. № 36592.

Вступили в силу с 11 апреля 2015 г. Выпускаются впервые.

Курындин А.В., к.т.н., Шаповалов А.С., Орлов М.Ю., Тимофеев Н.Б. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

По материалам Совещания международных экспертов по оценке и прогнозированию в случае ядерной или радиологической аварийной ситуации, прошедшего в Австрии (г. Вена) в Международном агентстве по атомной энергии (МАГАТЭ) с 20 по 24 апреля 2015 года.

Представлено описание разработанного с участием авторов статьи руководства по безопасности «Минимизация вторичного загрязнения территорий, путей сообщения и транспортных средств при ликвидации последствий аварий на объектах использования атомной энергии. Методика организации транспортных схем и пунктов дезактивации в зонах с различным уровнем загрязнения» (РБ-084-13).

Помимо вопросов зонирования территорий в РБ-084-13 рассмотрены различные аспекты административного характера (алгоритмы движения транспорта в различных зонах, механизмы пересечения границ зон и т.д.), вопросы организации пунктов дезактивации, дозиметрического контроля, зон перегрузки грузов и пересадки людей.

РБ-084-13 способствует реализации эффективных мероприятий по минимизации загрязнения территорий, путей сообщения и транспортных средств, как направляющихся на загрязненные территории, так и выезжающих из них, а также способствует организации их радиационного контроля, что удовлетворяет не только положениям ряда российских нормативных документов, но и требованию пункта 4.91 документа МАГАТЭ «Preparedness and response for a nuclear or radiological emergency» GS-R-2 (источник).

Доклад целиком доступен для скачивания в формате PDF.

Киркин А.М., Курындин А.В,. к.т.н., Строганов А.А., к.ф.-м.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

По материалам Международной конференции по обращению с отработавшим ядерным топливом ядерных энергетических реакторов: комплексный подход к заключительной стадии топливного цикла, прошедшей в Австрии (г. Вена) в Международном агентстве по атомной энергии (МАГАТЭ),
с 15 по 19 июня 2015 года.

Представлено описание разработанного с участием авторов статьи руководства по безопасности в области использования атомной энергии «Рекомендации по составу и содержанию отчета по обоснованию безопасности контейнера двойного назначения для хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива» (РБ-107-15).
Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по составу и содержанию отчета по обоснованию безопасности контейнера двойного назначения для хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива при осуществлении деятельности по его межобъектовому транспортированию и хранению в централизованных хранилищах отработавшего ядерного топлива. Руководство по безопасности предназначено для применения конструкторскими, проектными, научно-исследовательскими и эксплуатирующими организациями при обосновании безопасности контейнера двойного назначения, а также Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору при оценке данного обоснования безопасности.

В основу данного руководства по безопасности положен проект технического документа МАГАТЭ «Guidance for preparation of a safety case for a dual purpose cask containing spent fuel» (источник).

Доклад целиком доступен для скачивания в формате PDF.

Alexander Khamaza, Director, Scientific and Engineering Centre for Nuclear and Radiation Safety (SEC NRS) Russian Federation, “Supporting a regulator in the successful hosting of IRRS missions” // Eurosafe Tribune. – July 2015.

Provided at the request of a Member State, the IAEA Integrated Regulatory Review Service (IRRS) is aimed at enhancing the effectiveness of the country’s regulatory infrastructure in the field of nuclear and radiation safety. The initial IRRS mission to the Russian Federation was performed in November 2009 at the official request of the Government. In accordance with the practice in this domain, a follow-up mission was conducted in November 2013 to review notably the 46 measures taken in response to the recommendations and suggestions of the initial IRRS mission. As a TSO of Rostechnadzor, the Federal Environmental, Industrial and Nuclear Supervision Service of Russia, SEC NRS took the most active part in the preparation and conduct of both IRRS missions. Supporting the implementation of Rostechnadzor’s measures, SEC NRS developed its R&D plan which included 29 actions aimed in particular at enhancing the Russian federal legislation in the field of atomic energy use as well as developing new federal regulations and safety guides. Among other support activities, SEC NRS rendered assistance to Rostechnadzor’s Technical Emergency Centre and implemented assessment of additional modules, which were not covered by the initial IRRS mission (“Emergency Preparedness and Response” and “Regulatory Implications of the Fukushima Accident”). Based on the results of their follow-up mission, the IRRS experts confirmed the efficiency and independence of Rostechnadzor as the regulator and recognised the timeliness and effectiveness of the actions taken by the Russian Federation in the wake of the Fukushima Daiichi NPP accident. Following the findings of IRRS follow-up mission Rostechnadzor’s action plan, developed with the assistance of SEC NRS, now includes 24 actions which are due to completion by the end of 2018.

The example of SEC NRS provides an idea of the scope and significance of the activities performed by a TSO to support the regulator and to enhance the efficiency of the country’s nuclear safety regulation drawing upon recommendations from the IAEA. For our partners in ETSON who are planning to host such IAEA missions, the Network is a good platform for sharing – and gaining – practical experience and knowledge in this area.

Поддержка регулирующего органа в успешном проведении миссий IRRS

Александр Хамаза, директор федерального бюджетного учреждения
«Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Российская Федерация, «Поддержка регулирующего органа в успешном проведении миссий IRRS», // Eurosafe Tribune. – July 2015.

Услуга МАГАТЭ по комплексной оценке деятельности регулирующих органов по обеспечению ядерной и радиационной безопасности (миссия IRRS) направлена на повышение эффективности инфраструктуры регулирующей деятельности государств в области ядерной и радиационной безопасности и проводится по запросу государства-члена МАГАТЭ. В ноябре 2009 года в соответствии с официальным запросом Правительства в Российской Федерации была проведена изначальная миссия IRRS. В соответствии с практикой проведения таких миссий, в ноябре 2013 года состоялась Пост-миссия для оценки 46 мероприятий по реализации полученных в ходе изначальной миссии IRRS предложений и рекомендаций. ФБУ «НТЦ ЯРБ», являющееся ОНТП Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор), принимало самое активное участие при подготовке и проведении обеих миссий. В рамках оказания поддержки по осуществлению запланированных Ростехнадзором мероприятий, в ФБУ «НТЦ ЯРБ» был разработан План научно-исследовательских работ, содержащий 29 мероприятий по совершенствованию федерального законодательства в области использования атомной энергии, а также по разработке новых ФНП и руководств по безопасности. Кроме того, ФБУ «НТЦ ЯРБ» оказало поддержку Ростехнадзору по обеспечению деятельности Информационно-аналитического центра и осуществило оценку дополнительных модулей, не вошедших в область рассмотрения изначальной миссии IRRS («Аварийная готовность и реагирование» и «Учет уроков аварии на АЭС «Фукусима» в регулирующей деятельности»). По итогам пост-миссии эксперты IRRS подтвердили эффективность и независимость Ростехнадзора как органа регулирования, а также признали своевременными и эффективными действия, предпринятые Российской Федерацией в связи с аварией на АЭС «Фукусима-Дайичи». План действий Ростехнадзора, разработанный при поддержке ФБУ «НТЦ ЯРБ» по результатам пост-миссии IRRS, содержит 24 мероприятия, реализация которых запланирована до конца 2018 года.

На примере ФБУ «НТЦ ЯРБ» можно оценить масштаб и значимость деятельности ОНТП по оказанию поддержки регулирующего органа и повышению эффективности государственного регулирования ядерной безопасности с учётом рекомендаций МАГАТЭ. Для наших партнеров в ETSON, которые планируют принять эти миссии МАГАТЭ, Ассоциация является хорошей площадкой для обмена и приобретения практического опыта и знаний в этой области.

Аникин А.Ю., Курындин А.В., Синегрибов С.В., Строганов А.А. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

По материалам девятой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», прошедшей в АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» 19-22 мая 2015 года.

Обеспечение ядерной безопасности является одним из основных аспектов обеспечения безопасности при эксплуатации объектов использования атомной энергии, в частности при обращении с ядерным топливом. При этом критерием ядерной безопасности является непревышение эффективным коэффициентом размножения нейтронов (К_эфф) системы, содержащей ядерные делящиеся материалы (ЯДМ), определенного допустимого значения, установленного в федеральных нормах и правилах. Несмотря на то, что существует множество различных методов расчета К_эфф, наиболее распространенным в настоящее время является метод Монте-Карло, позволяющий с высокой точностью определять значение К_эфф сколь угодно сложных систем.

В ФБУ «НТЦ ЯРБ» для анализа ядерной безопасности используется современное программное средство (ПС) SERPENT, реализующее метод Монте-Карло. ПС SERPENT позволяет задать геометрию и материальный состав практически любой двух- или трехмерной конфигурации системы с ЯДМ.

В настоящем докладе представлены результаты работы по верификации программного средства SERPENT для расчета К_эфф различных систем, содержащих ядерные делящиеся материалы. Проведено сравнение результатов расчетов К_эфф с использованием ПС SERPENT с экспериментально измеренными значениями или результатами расчетов по общепризнанным прецизионным (реперным) программам. Верификационные расчеты К_эфф с использованием ПС SERPENT проводились для различных систем, содержащих ядерные делящиеся материалы, включая уран-водные системы с ядерным топливом реакторов типа ВВЭР, уран-водо-графитовые и уран-водные системы с ядерным топливом реакторов типа РБМК, а также ряд систем, содержащих растворы урана и плутония. Результаты выполненных расчетов показывают, что полученные с использованием ПС SERPENT значения К_эфф различных критических и подкритических систем хорошо согласуются с экспериментально измеренными значениями, а также значениями, полученными с использованием таких широкораспространенных ПС, как MCNP, MCU и SCALE.

Статья целиком доступна для скачивания в формате PDF.

Абрамов А.А., Дорофеев А.Н., к.т.н., Комаров Е.А. (Госкорпорация «Росатом»), Кудрявцев Е.Г., к.х.н. (Ростехнадзор), Большов Л.А., чл.-кор. РАН,  д-р ф.-м. н., Линге И.И., д.т.н., Абалкина И.Л., к.э.н., Бирюков Д.В., Ведерникова М.В. (ИБРАЭ РАН), Хамаза А.А., Шарафутдинов Р.Б., к.т.н., Бочкарев В.В. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В ходе реализации мероприятий федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» сформировалась потребность системного рассмотрения состава ядерного наследия, конечного состояния входящих в него объектов, приоритетов и путей достижения конечных целей по его ликвидации. На текущий момент проведены анализ предварительных итогов инвентаризации ядерно- и радиационно опасных объектов различного типа с учетом их текущего состояния, включая ранжирование ЯРОО по степени опасности, видам собственности, ведомственной принадлежности и иным характеристикам, формулирование критериев отнесения к ядерному наследию, общих подходов к стратегическому планированию, а также дана краткая характеристика алгоритмов формирования мероприятий по наследию на период до 2025 г.

Статья целиком доступна для скачивания в формате PDF.

Петровский Н.П., Пинчук Г.Н., (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Иванов М.В. (Ростехнадзор).
Обсуждаются вопросы оценки состояния систем физической защиты при осуществлении контроля и надзора за физической защитой объектов использования атомной энергии. Рассмотрены возможные подходы и методологии оценок состояния системы физической защиты, особенности и преимущества таких оценок в отношении систем физической защиты на радиационных объектах и на ядерных объектах с учетом особенностей каждого вида объектов и регулирующих требований к этим системам.

Статья целиком доступна для скачивания в формате PDF.

Малков А.П., д.т.н. (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград).

Мощность исследовательских реакторов (ИР) и, соответственно, количество радиоактивных веществ (РВ) в них меньше, чем у энергетических реакторов, тем не менее, потенциальная опасность ИР для персонала, населения и окружающей среды все же достаточно велика в силу таких особенностей, как:

• меньшее, чем у энергетических реакторов, количество физических барьеров, препятствующих распространению РВ, особенно у бассейновых ИР;
• частые перегрузки ИР и высокая частота переходных режимов;
• значительное влияние экспериментальных устройств (ЭУ) на физические характеристики и безопасность ИР;
• высокая плотность и неравномерность распределения нейтронного потока, что приводит к быстрому набору флюенса нейтронов в конструкционных материалах и повышению вероятности отказов элементов ИР вследствие этого;
• использование в наиболее мощных ИР, как правило, высокообогащенного топлива, критические параметры которого минимальны;
• эксплуатация большинства ИР в режимах с частичной перегрузкой топлива, что приводит к непостоянству профиля энерговыделения в активной зоне, эффективности органов СУЗ и переменному значению запаса реактивности от кампании к кампании;
• частые модернизации ИР и внедрение новых устройств с целью расширения экспериментальных возможностей, при которых меняются физические характеристики реакторов и условия безопасной эксплуатации.

Названные особенности ИР обуславливают менее стандартизованный подход к анализу безопасности этих реакторов, по сравнению с реакторами других типов. Базовый международный документ по безопасности исследовательских реакторов [1] декларирует необходимость дифференцированного подхода к анализу и достижению безопасности ИР. При этом, в отличие от других типов реакторов, проектное обоснование безопасности ИР не является исчерпывающим, поскольку частые модернизации ИР, ввод новых ЭУ, реализация различных режимов испытаний приводят к тому, что физические и технические характеристики ИР меняются в процессе эксплуатации. В связи с этим отчет по обоснованию безопасности (ООБ) ИР с анализом его безопасности в процессе эксплуатации реактора.

Статья целиком доступна для скачивания в формате PDF.