Блог о ядерной и радиационной безопасности

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.

Курындин А. В., к.т.н. (kuryndin@secnrs.ru), Шаповалов А. С. (shapovalov@secnrs.ru), Верник А. Л. (vernik@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Представлен обзор изменений, которые были внедрены в действующие федеральные нормы и пра- вила в области использования атомной энергии (НП-005-16) по результатам переработки аналогичных норм и правил, действовавших ранее. Данные изменения основаны как на рекомендациях и предложениях пост-миссии МАГАТЭ, проведенной в Российской Федерации в ноябре 2013 года, так и на положениях стандартов МАГАТЭ, касающихся обеспечения аварийной готовности и реагирования в случае чрезвычайных ситуаций.

Статью можно скачать в формате PDF.

On the improvement of federal safety regulations on classification of and notification on nuclear and radiological emergincies, and on advisory scientific assistance to NPP operator

Kuryndin A., Ph. D., Shapovalov A., Vernik A. (SEC NRS).

The article provides an overview of the changes that have been introduced in the current federal norms and rules in the field of nuclear energy use (NP-005-16) and which based on the results of updating of similar safety regulations in force before. These changes are based both on the recommendations and suggestions of IAEA IRRS Follow-Up Mission, held in the Russian Federation in November 2013, and the IAEA standards regulations concerning emergency preparedness and response in case of emergencies.

Нефёдов С. С., к.т.н. (nefedov@secnrs.ru), Родин П. А. (prodin@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Одним из целевых ориентиров безопасности, установленных для АЭС, является годовая вероятность большого аварийного выброса. При сейсмическом воздействии и других внешних воздействиях эта вероятность будет определяться годовой вероятностью реализации рассматриваемого внешнего воздействия того или иного уровня, условной вероятностью аварии с разрывом трубопроводов реакторной установки при реализации воздействия данного уровня и условной вероятностью повреждения защитной оболочки в случае реализации аварии с разрывом трубопроводов реакторной установки. В качестве повреждения защитной оболочки рассматривалось достижение напряжениями в критической точке конструкции величины критерия прочности. С учетом этого было получено значение обеспеченности данного критерия как число стандартных отклонений от математического ожидания прочности для различных уровней внешних воздействий и различных вероятностей разрыва трубопроводов реакторной установки. Получено, что для выполнения целевого ориентира безопасности по большому аварийному выбросу необходимо принимать большие запасы прочности для воздействий с более высокой годовой вероятностью реализации и для более высокой вероятности разрыва трубопроводов реакторной установки. Эта зависимость численно продемонстрирована на примере бетона, используемого для реальных защитных оболочек.

Статью можно скачать в формате PDF.

Strength criteria for NPP containment at external loads

Nefedov S., Ph.D., Rodin P. (SEC NRS).

One of the probabilistic safety targets established for NPP by Regulatory body is the annual probability of big radioactive release. At seismic and other external loadings this probability depends on annual probability of seismic loads of different levels, on conditional probability of rupture of piping of reactor facility in the case of realization of seismic load of some level and of conditional probability of damage of containment in the case of rupture of reactor facility piping. Achievement the strength criterion by stress in critical point of containment is considered as a damage of containment. Considering this fact, probabilistic evaluations of this criterion was defined in the terms of numbers of standard deviations from mathematical expectation of strength for different levels of external load and different probabilities of rupture of reactor facility piping. As a result was obtained that to correspond with safety target it is necessary to use for the same material as bigger strength margin, the bigger is annual probability of considered level of external action and the bigger is the probability of rupture of reactor facility piping. This function was numerically demonstrated for concrete used for real containment of reactor.

Бугаев Е.Г., д.т.н. (bugaev@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье рассмотрена методика формализованной оценки прогнозных графиков повторяемости магнитуд прогнозных графиков) на основе модели, учитывающей дискретные свойства земной коры и зон вероятных очагов землетрясений и прямую связь геодинамической и сейсмической активности рассматриваемой территории. Соответствие прогнозных графиков, рассчитанных на основе принятой модели и фрагментов графиков повторяемости, рассчитанных с учетом достоверных сейсмологических данных, позволяет рекомендовать данную методику для включения в руководство по безопасности «Оценка сейсмической опасности участков размещения ядерно- и радиационно опасных объектов на основании геодинамических данных» (РБ-019-01). Применение данной методики позволит получать непротиворечивые оценки параметров проектного землетрясения и максимального расчетного землетрясения на основе детерминистического и вероятностного подходов и будет способствовать дальнейшему развитию риск-ориентированного подхода к регулированию безопасности.

Статью можно скачать в формате PDF.

Теги: crust, earthquake, hazard, magnitude, model, model element, platform, recurrence, similarity coefficient, source, zone of PSS, землетрясение, земная кора, зона ВОЗ, коэффициент подобия, магнитуда, модель, опасность, очаг, платформа, повторяемость, элемент модели

Олег Михайлович более 10 лет читал в МЭИ разработанный им курс по безопасности объектов использования атомной энергии, получил звание профессора, является автором около 150 научных трудов, книг, монографий и статей, дающих представление о формировании и развитии системы регулирования безопасности. Однако о первых шагах на пути к привычному нам уже много лет Совету по аттестации ПС до сих пор сказано было не так много. Именно об этом мы и поговорили с Олегом Михайловичем Ковалевичем.

Интервью можно скачать в формате PDF.

А.В. Аверьянов, С.Н. Богдан, к.т.н., Н.М. Жылмаганбетов, А.И. Попыкин, к.ф.-м.н., Р.А. Шевченко, С.А. Шевченко, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье приведены результаты анализа более 500 экспертных заключений, разработанных в ФБУ «НТЦ ЯРБ» по заданиям Ростехнадзора в рамках процедуры лицензирования объектов использования атомной энергии (ОИАЭ) и выполняемых на них видов деятельности. Результаты этого анализа позволили получить общую картину состояния верификации ПС, используемых при обосновании безопасности ОИАЭ в 2015 г.

Отмечаемые при экспертизе замечания к ПС сгруппированы в тематические подразделы, соответствующие основным типам ОИАЭ. В первом подразделе представлены результаты анализа экспертизы безопасности АЭС с ВВЭР, во втором – АЭС с канальными реакторами (РБМК и ЭГП-6), в третьем – АЭС с БН, в четвертом – прочих ОИАЭ.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

С.Н. Ложкин, к.т.н., С.А. Шевченко, к.т.н., Д.А. Яшников, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В последние годы в атомной отрасли активно выполняются работы по развитию и внедрению ПС, реализующих методы вычислительной гидродинамики (computational fluid dynamics), называемых далее CFD-кодами. Высокий уровень освоения и использования отечественных CFD-кодов в атомной энергетике отмечен в докладах проведенного в АО «ОКБМ Африкантов» (Нижний Новгород) в сентябре 2016 г. научно-технического семинара «Проблемы верификации и применения CFD-кодов в атомной энергетике». В отдельных случаях применение CFD-кодов позволяет существенно сократить объем работ по экспериментальному обоснованию проектных решений, заменив натурные эксперименты численными.

Тем не менее, в настоящее время нет CFD-кодов, аттестованных для обоснования безопасности ОИАЭ. Связано это, в том числе, с проблемами верификации таких ПС, к числу которых можно отнести:

• отсутствие типовых матриц верификации для CFD-кодов;
• значительные трудности выполнения требований РД-03-34-2000 «Требования к составу и содержанию отчета о верификации и обосновании программных средств, применяемых для обоснования безопасности объектов использования атомной энергии» о достаточности экспериментальных данных для верификации CFD-кодов и об обеспечении необходимого качества этих экспериментальных данных (необходимость использования бесконтактных средств измерений);
• использование в CFD-кодах моделей турбулентности, область применения которых ограничена областью изменения режимных параметров тех экспериментов, на которых эти модели были получены.

Две последние проблемы рассматриваются в полной версии статьи.

С.Н. Богдан, к.т.н., Н.А. Козлова, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), С.Л. Соловьев, д.т.н. (АО «ВНИИАЭС»), А.А. Хамаза, С.А. Шевченко, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Требования к обоснованию и верификации ПС, применяемых для выполнения анализов безопасности объектов использования атомной энергии (ОИАЭ), установлены в РД-03-34-2000. Верификация ПС проводится путем сопоставления результатов расчетов с экспериментальными данными и/или аналитическими тестами. Такое сопоставление позволяет судить об адекватности заложенных в ПС физических и расчетных моделей, определить границы применимости этих моделей и оценить погрешность получаемых результатов. РД-03-34-2000 содержит достаточно детальное описание процедуры верификации и представления её результатов. Многолетняя практика применения документа показала эффективность заложенных в нем подходов, позволяющих унифицировать обоснование ПС из различных тематических областей – начиная от теплогидравлических и нейтронно-физических расчетов и заканчивая моделированием физико-химических процессов коррозии, расчетов прочности оборудования и строительных конструкций.

Однако не все требования РД-03-34-2000 учитываются при разработке верификационных отчетов, обосновывающих применимость ПС. Так, например, чаще всего не выполняется требование п. 11-д РД-03-34-2000, согласно которому в обязательном порядке должен проводиться «анализ чувствительности решения к изменению геометрических, граничных и режимных параметров, а также замыкающих соотношений в пределах имеющейся зоны неопределенности их выбора». Кроме того, разработчики ПС сталкиваются с трудностями при выполнении требований п. 11-е об обязательном обосновании достаточности информации, включенной в матрицу верификации ПС, для подтверждения адекватности полученных по ПС расчетных значений параметров и их погрешностей в заявленном диапазоне применения ПС.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

Н.Л. Харитонова, к.т.н., Р.Б. Шарафутдинов, к.т.н., С.А. Шевченко, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

ПС, проходящие экспертизу и аттестацию (то есть процедуру признания возможности использования этих ПС в заявленной области применения, а также получения с использованием ПС значений расчетных параметров с определенной погрешностью) в секции No7, можно условно разделить на две основные группы:

1. для расчета задач моделирования физико-химических процессов, протекающих в системах и элементах энергоблоков атомных станций, в рамках обоснования обеспечения безопасности атомных станций;
2. для расчета задач геофильтрации и геомиграции в рамках учета факторов воздействия источников загрязнения на геологическую среду и обоснования безопасности захоронений РАО.

Программные средства для моделирования физико-химических процессов, протекающих в системах и элементах энергоблоков атомных станций

Физико-химические процессы в системах и элементах энергоблоков АЭС (коррозия конструкционных материалов, изменение форм существования примесей, присутствующих в контуре циркуляции теплоносителя, распределение примесей и продуктов коррозии между теплоносителем и парогазовой средой, осаждение твердых соединений на поверхностях контура циркуляции теплоносителя, взаимодействие примесей и продуктов коррозии с различными добавками, корректирующими химический режим рабочих сред) происходят в условиях нагрева рабочей среды, парообразования, упаривании и конденсации, то есть в условиях протекания определенных теплофизических процессов. Поэтому необходимо всегда учитывать тесную связь и влияние теплофизических параметров на протекание физико-химических процессов, т.е. моделирование физико-химических процессов должно рассматриваться в связи с условиями теплообмена и гидродинамики. С другой стороны, теплофизические и физико-химические процессы протекают внутри отдельных систем и элементов, выполненных из различных конструкционных материалов. Это определяет необходимость системного, а не разобщенного подхода к решению существующих задач таких, например, как:

• обоснование водородной пожаро- и взрывобезопасности;
• снижения эрозионно-коррозионного износа элементов оборудования и тру-
  бопроводов АЭС;
• расчет массопереноса и накопления активированных продуктов коррозии в
  контурах циркуляции теплоносителя.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

И.В. Калиберда, д.т.н. (ФБУ «НТЦ Энергобезопасность»), С.С. Нефедов, к.т.н., Т.З. Югай (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В зависимости от выполняемых функций к строительным конструкциям ОИАЭ предъявляются различные требования, в том числе:

• по прочности и устойчивости,
• по герметичности,
• по обеспечению биологической защиты,
• по долговечности в соответствии со сроком службы ОИАЭ и др.

Основной объём расчётов связан с обоснованием прочности и устойчивости строительных конструкций при внешних и внутренних воздействиях, учёт которых предусмотрен нормативными документами. Расчёты прочности и устойчивости СК зданий и сооружений характеризуются рядом особенностей, отличающих их от расчётов других систем и элементов ОИАЭ.

Первая из этих особенностей состоит в необходимости учёта взаимодействия сооружения с грунтовым основанием. Деформации грунтового основания определяют линейную осадку и крен сооружения, предельные значения которых нормируются, исходя из условий, необходимых для работы оборудования и трубопроводов ОИАЭ. Взаимодействием с грунтовым основанием определяются первые формы колебаний сооружения, в основном определяющие его реакцию на динамические, в том числе сейсмические, воздействия. Учёт этого взаимодействия требует введения грунтового основания в расчётную модель сооружения. В наиболее распространённых в настоящее время расчётах с использованием метода конечных элементов применяются два метода моделирования грунтового основания. Первый метод состоит в прямом введении в модель массива грунта, его разбиении на конечные элементы и назначении свойств конечных элементов в соответствии с реальными упругими и вязкими характеристиками слоёв грунта. Этот метод даёт возможность реалистического моделирования, но значительно увеличивает размерность задачи. Второй метод – представление грунта упруго-вязкими элементами (пружинами и демпферами) с использованием модели Максвелла. Этот метод позволяет экономить вычислительные ресурсы, но требует предварительных расчётов по определению эквивалентных характеристик пружин и демпферов. При использовании обоих методов адекватность моделирования грунта должна быть обоснована.

Скачать полную статью можно в формате PDF.

Г.А. Ершов, д.т.н., профессор (АО ИК «АСЭ»), В.Б. Морозов, к.т.н. (АО «Атомэнергопроект»), Г.И. Самохин, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Е.А. Шиверский , к.т.н. (АО «НИКИЭТ»).

ВАБ АС выполняется в несколько этапов и, соответственно, различаются ВАБ нескольких уровней:

• ВАБ-1 – разработка вероятностной модели энергоблока АЭС для определения финальных состояний с повреждением источников радиоактивности и оценки значений вероятностей их реализации;
• ВАБ-2 – разработка вероятностной модели энергоблока АЭС для определения распределения аварийных выбросов и последствий аварий;
• ВАБ-3 – анализ распространения выбрасываемых за пределы герметичной оболочки РВ, оценка создаваемых при этом доз облучения, расчет комплексных показателей безопасности, включая оценку риска от АЭС.

Важной составной частью ВАБ всех уровней является качественный и количественный анализы надежности систем и оборудования ЯЭУ, важных для безопасности.

На каждом этапе ВАБ имеет место комплексное использование вероятностного и детерминированного подходов. Например, при выполнении ВАБ-1 для работы энергоблока на мощности и внутренних исходных событий (ИС) (отказы оборудования, ошибки персонала и т.п.) вероятности реализации конечных состояний (КС) с нарушением условий и пределов безопасной эксплуатации рассчитываются на основании вероятностных методов. Уровни же ущерба при переходе энергоблока в каждое из КС определяются детерминированными методами. С помощью детерминированных методов (нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов) определяются критерии успеха систем безопасности, параметры аварий и т.д. Детерминированные методы используются и при отборе самих ИС, подлежащих глубокому детальному анализу.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

В.С. Рубцов, к.т.н., ФБУ «НТЦ ЯРБ».

Важное место в обосновании безопасности объектов использования атомной энергии занимают проблемы прочности и ресурса элементов активной зоны реакторов, а также оборудования и трубопроводов энергоблоков АЭС. При этом в настоящее время указанные проблемы становятся все более актуальными по следующим причинам:

• проектный срок службы оборудования и трубопроводов проектируемых и строящихся энергоблоков АЭС увеличен до 60 лет и более;
• увеличивается доля энергоблоков АЭС, проектный срок эксплуатации которых закончился;
• появляются энергоблоки АЭС, для которых уже закончился продленный срок эксплуатации;
• происходит необратимое накопление повреждаемости металла оборудования и трубопроводов за счет циклически повторяющихся нагрузок;
• происходит накопление повреждаемости металла корпусов реакторов, внутрикорпусных устройств реакторов, металлоконструкций за счет нейтронного облучения;
• происходит необратимая деградация незаменяемых элементов активной зоны реакторов (например, графитовой кладки);
• увеличивается степень выгорания ядерного топлива.

Решение указанных проблем невозможно без использования современных аттестованных ПС, предназначенных для расчета напряженно-деформированного состояния и оценок прочности и ресурса важных для безопасности элементов АЭС.

Работа секции № 4 «Расчеты напряженно–деформированного состояния и анализ прочности элементов активных зон, оборудования и трубопроводов ОИАЭ» экспертного Совета по аттестации ПС при Ростехнадзоре во многом способствует решению указанных выше проблем.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

А.В. Никитин, д.т.н. (АО «НИКИЭТ»), А.И. Попыкин, к.ф.-м.н., Р.А. Шевченко (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В федеральном законе «Об использовании атомной энергии» от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ установлено, что обеспечение безопасности при использовании атомной энергии – это защита отдельных лиц, населения и окружающей среды от радиационной опасности. При этом в федеральном законе «О радиационной безопасности населения» уточняется, что радиационная безопасность населения – это состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.

Обоснование радиационной безопасности объектов использования атомной энергии (ОИАЭ) опирается на расчеты, результаты которых должны однозначно показать, что безопасность человека и окружающей среды будет обеспечена при любых условиях эксплуатации ОИАЭ. ПС, используемые для проведения таких расчетов, являются предметом рассмотрения секцией № 3 «Расчеты радиационной защиты и радиационной безопасности».

Если рассмотреть тематику секции в отношении непосредственно ядерных энергетических установок, то область применения ПС, рассматриваемых на секции № 3, охватывает задачи от расчетов источников излучения (активности), формируемых в процессе деления ядер топлива, т.е. появление осколков деления, и до определения дозовых нагрузок. Такой широкий диапазон задач требует проведения верификации моделирования значительного количества явлений и процессов, которые выходят за рамки деятельности секции № 3, что в свою очередь требует постоянного взаимодействия секции № 3 с другими тематическими секциями экспертного Совета.

Полную версию статьи можно скачать в формате PDF.

О.Ю. Кавун, д.т.н., С.Н. Ложкин, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), С.Л. Соловьев, д.т.н. (АО «ВНИИАЭС»), Р.Л. Фукс, к.т.н. (АО «ДЖЭТ»), Р.А. Шевченко, С.А. Шевченко, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Первое ПС, проходившее экспертизу в секции No 2, было аттестовано в1994 г. – это разработанное в АО «ОКБМ Африкантов» ПС Гидравлика, предназначенное для определения распределения давления и расходов в произвольной гидравлической сети в стационарной и нестационарной задачах (аттестационный паспорт №30).

В 1995 г. были аттестованы два ПС, разработанных в ОКБМ для расчетов АСТ-500, АТЭЦ-150, ВПБЭР-600 – ПС «УРОВЕНЬ-МБ/3» и ПС «PACHAP». При этом ПС РАСНАР позволяло моделировать нестационарные процессы в реакторной установке. Вторым значительным моментом в работе секции в 1995 г. стала аттестация ПС «BARS/COTT», предназначенного для расчетной оценки параметров стационарного состояния уран-графитового реактора РБМК-1000 в рамках информационной поддержки эксплуатации.

В 1996 г. впервые аттестовано ПС, обеспечивающее моделирование динамических процессов в реакторных установках с ВВЭР, в котором использовалась трехмерная модель активной зоны реактора – ПС «РАДУГА». Разработка программы началась в 80-х годах во ВНИИАМ, в 90-х переместилась в Атомэнергопроект, а в настоящее время продолжается в ФБУ «НТЦ ЯРБ» под руководством О.Ю. Кавуна.

Разработка ПС проводилась в условиях, когда отечественные коды фактически были вытеснены на обочину развития технологий математического моделирования динамики ЯЭУ в России. В начале 90-х российским специалистам был открыт доступ к зарубежным расчетным ПС, в рамках программы ICAP и группы «Термокод». Были получены такие ПС, как «RELAP», «TRAC», «CATHARE», «ATHLET» и другие. В связи с тяжелым экономическим положением в стране значительная часть интеллектуального потенциала отечественных научных организаций была брошена на освоение, внедрение, верификацию и совершенствование зарубежных ПС, так как эта деятельность активно финансировалась из-за рубежа. Взаимодействие со специалистами-расчетчиками со всего мира, знакомство с наилучшими зарубежными практиками по разработке и верификации ПС были крайне полезны. Однако создание отечественных ПС осталось фактически уделом нескольких групп ученых, искренне верящих в то, что российская атомная энергетика, имеющая собственные существенные научные достижения, не должна полностью зависеть от зарубежных расчетных технологий.

Статью целиком можно скачать в формате PDF.

С.Н. Богдан, к.т.н., О.М. Ковалевич, д.т.н., А.А. Хамаза, С.А. Шевченко, к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Расчётное моделирование переходных процессов и аварий, потенциально возможных при эксплуатации объектов использования атомной энергии (ОИАЭ), является необходимым элементом обоснования ядерной и радиационной безопасности таких объектов. Разрабатываемые для этих целей программные средства (ПС)требуют проведения большого круга исследований с целью обоснованности использования реализованных в ПС расчетных методов и методик. В странах с развитой ядерной энергетикой органами государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии предусматривается обязательная оценка применимости (экспертиза) таких ПС, которую проводят либо специалисты самого органа государственного регулирования, либо специалисты организации научно-технической поддержки, формулирующие по итогам экспертизы выводы об области и условиях применимости того или иного ПС. Такой подход соответствует требованиям стандарта МАГАТЭ GS-G-1.2 «Рассмотрения и оценки, проводимые регулирующим органом для ядерных установок».

Вплоть до второй половины 80-х годов прошлого века специалисты Госатомнадзора СССР при оценке ПС могли руководствоваться только требованиями государственных стандартов. Однако действовавшие в то время ГОСТы устанавливали требования в основном к потребительским качествам ПС (простота освоения, удобство применения, быстродействие, надежность и т.д.), оставляя в стороне требования к реализуемым в ПС расчётным моделям, используемым для решения научных и инженерных задач. Современные стандарты, например, тоже не дают ответа на вопрос – как доказать способность ПС адекватно моделировать поведение таких сложных объектов, как ОИАЭ. Острота этого вопроса многократно усилилась после Чернобыльской аварии. При этом в атомной отрасли сложилось понимание того, что регулирующий орган совместно с ведущими специалистами научных и проектно-конструкторских организаций отрасли, должен оценивать и признавать возможность использования ПС при обосновании безопасности, для чего и была в 1991 г. создана система аттестации ПС.

Полную версию статьи вы можете скачать в формате PDF.

Курындин А.В., к.т.н. (kuryndin@secnrs.ru), Строганов А.А., к.ф.-м.н. (stroganov@secnrs.ru), Киркин А.М. (kirkin@secnrs.ru), Ляшко И.А. (lyashko@secnrs.ru), Курбатова М.В. (mkurbatova@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье приведено описание методов и подходов, принятых при разработке руководства по безопасности «Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных» (РБ-093-14), а также описание разработанного на его основе программного комплекса «Калькулятор радиационных и тепло-физических характеристик ОЯТ». Даны конкретные примеры использования программного комплекса и продемонстрированы его возможности при решении задач по оценке радиационных и теплофизических характеристик отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР-440 и РБМК-1000.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Software SNF calculator based on safety guide radiation and thermal characteristics of VVER and RBMK spent nuclear fuel (RB-093-14)

Kuryndin A., Ph. D., Stroganov A., Ph. D., Kirkin A., Lyashko I., Kurbatova M. («SEC NRS»).

Methods and approaches used in the developed safety guide «Radiation and thermal characteristics of VVER and RBMK spent nuclear fuel» (RB-093-14) are presented in this paper. Software “Radiation and thermal characteristics Calculator of spent nuclear fuel”, based on safety guide (RB-093-14), is describes in this paper too. Moreover specific examples of its using and demonstration of its versatility during solving the problems of estimating radiation and thermal characteristics of VVER-1000, VVER-440 and RBMK-1000 spent nuclear fuel also shown in this paper.

Савельева Е.А., к.ф-м.н. (esav@ibrae.ac.ru) (Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН).

В работе рассматриваются вопросы разработки специального программного комплекса, направленного на учет и анализ неопределенностей, связанных с параметрическим наполнением расчетно-прогностических моделей, использующихся при обосновании безопасности пунктов захоронения радиоактивных отходов, включая особые РАО.

Основные задачи данного комплекса состоят в создании модельно-независимых средств для анализа чувствительности расчетных моделей к изменению их параметров и оценке неопределенности результатов расчетно-прогностического моделирования. Сформулированы основы формирования такого программного комплекса.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

The concept of software system to assess uncertainties at safety demonstration of RW disposal facilities

Savel’eva Е., Ph. D. (esav@ibrae.ac.ru) (Nuclear Safety Institute of the RAS (IBRAE)).

This paper addresses the specialized software system development designed to account and analyse uncertainties related with the parametric content of calculation and predictive models applied in the course of safety demonstration of RW disposal facilities (including special RW).

This system basic purpose is to create the simulative-independent means for calculation models sensitivity analysis to their parameters changing and uncertainty assessment regarding calculation and predictive simulation results. Basis for such system creation is formulated.