О специфике предотвращения взрывоопасности объектов ядерного топливного цикла

explosibilityСоколов 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.
(далее…)

Информационная система поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР и РБМК в транспортных упаковочных комплектах нового поколения

liashkoИ.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.

Новые поступления в магазин информационных материалов: НП-002-15, НП-093-14, РБ-100-15, РБ-102-15

РБВ 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.

(далее…)

Зонирование территорий при авариях на ОИАЭ с целью минимизации вторичного загрязнения территорий, путей сообщения и транспортных средств, и организации их радиационного контроля

23zoneКурындин 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.

Имплементация положений технического документа МАГАТЭ «Комплексное обоснование безопасности транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива в контейнерах двойного назначения» в российском нормативном документе

kirkin2Киркин 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.

Supporting a regulator in the successful hosting of IRRS missions

Cover_Tribune_27Alexander 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.
(далее…)

Верификация программного средства SERPENT для оценки ядерной безопасности объектов использования атомной энергии

augustАникин 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 (Кэфф) системы, содержащей ядерные делящиеся материалы (ЯДМ), определенного допустимого значения, установленного в федеральных нормах и правилах. Несмотря на то, что существует множество различных методов расчета Кэфф, наиболее распространенным в настоящее время является метод Монте-Карло, позволяющий с высокой точностью определять значение Кэфф сколь угодно сложных систем. (далее…)

К вопросу оценки объема ядерного наследия в атомной промышленности и на иных объектах мирного использования атомной энергии в России

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.

Оценка состояния системы физической защиты при осуществлении надзора за обеспечением физической защиты

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.

Методические особенности анализа безопасности исследовательских реакторов

june7Малков 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.

(далее…)