РБ 093-20
Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных"
102 страницы
Купить РБ 093-20 — бумажный документ с голограммой и синими печатями. подробнее
Цена на этот документ пока неизвестна. Нажмите кнопку "Купить" и сделайте заказ, и мы пришлем вам цену.
Распространяем нормативную документацию с 1999 года. Пробиваем чеки, платим налоги, принимаем к оплате все законные формы платежей без дополнительных процентов. Наши клиенты защищены Законом. ООО "ЦНТИ Нормоконтроль"
Наши цены ниже, чем в других местах, потому что мы работаем напрямую с поставщиками документов.
Способы доставки
- Срочная курьерская доставка (1-3 дня)
- Курьерская доставка (7 дней)
- Самовывоз из московского офиса
- Почта РФ
Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по радионуклидному составу, ядерным константам и теплофизическим характеристикам отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных, используемым при обосновании безопасности объектов использования атомной энергии. Руководство по безопасности предназначено для применения специалистами проектных и эксплуатирующих организаций при обосновании безопасности ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов, на которых планируется осуществлять или осуществляется деятельность по обращению с отработавшим ядерным топливом водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных, а таюке специалистами Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору, осуществляющими оценку обоснования безопасности данных объектов использования атомной энергии при лицензировании соответствующих видов деятельности.
Оглавление
I Общие положения
II Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива
Приложение № 1. Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000
Приложение № 2. Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-440
Приложение № 3. Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива реакторов большой мощности канальных РБМК-1000
Приложение № 4. Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1200
| Дата введения | 11.03.2020 |
|---|---|
| Добавлен в базу | 01.01.2021 |
| Актуализация | 01.01.2021 |
Этот документ находится в:
- Раздел Экология
- Раздел Строительство
Организации:
| 11.03.2020 | Утвержден | Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору | 106 |
|---|---|---|---|
| Разработан | ФБУ НТЦ ЯРБ | ||
| Издан | ФБУ НТЦ ЯРБ | 2020 г. |
- НП 016-05 Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОПБ ОЯТЦ)
- Федеральный закон 170-ФЗ Об использовании атомной энергии
- НП 061-05 Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии
- Положение о Федеральной службе по экологическому, технологическому и ато...
- РБ 093-14 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных"
- НП 001-15 Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций"
- НП 053-16 Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов"
- Показать все
Чтобы бесплатно скачать этот документ в формате PDF, поддержите наш сайт и нажмите кнопку:
стр. 1
стр. 2
стр. 3
стр. 4
стр. 5
стр. 6
стр. 7
стр. 8
стр. 9
стр. 10
стр. 11
стр. 12
стр. 13
стр. 14
стр. 15
стр. 16
стр. 17
стр. 18
стр. 19
стр. 20
стр. 21
стр. 22
стр. 23
стр. 24
стр. 25
стр. 26
стр. 27
стр. 28
стр. 29
стр. 30
ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ
(РОСТЕХНАДЗОР)
ПРИКАЗ
// л, _
Москва
Об утверждении руководства по безопасности при использовании атомной энергии «Радиационные и теплофнзическис характеристики
отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных»
В целях реализации полномочий, установленных подпунктом 5.3.18 пункта 5 Положения о Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 30 июля 2004 г. № 401, приказываю:
1. Утвердить прилагаемое к настоящему приказу руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водоводяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных».
А.В. Алёшин
2. Признать утратившим силу приказ Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 26 марта 2014 г. №119 «Об утверждении руководства по безопасности при использовании атомной энергии «Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных».
Руководитель
УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от «//» /t/axrfr*- 2 ОЛА. № /06
Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных»
(РБ-093-20)
I. Общие положения
1. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных» (РБ-093-20) (далее - Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (НП-001-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. №522 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 2 февраля 2016 г., регистрационный № 40939), «Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла» (НП-016-05), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 2 декабря 2005 г. № 11 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 1 февраля 2006 г., регистрационный № 7433), «Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов» (НП-053-16), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору
|
Нуклид |
Выгорание, ГВт-сут/ти |
Аппроксимационные коэффициенты |
6у,% | |||||||
|
не менее |
не более |
а0 |
а, |
в2 |
аА |
а$ |
а» | |||
|
34|Аш |
2 |
18 |
4,62625Е-03 |
-5.86044Е-04 |
-3.18439Е-03 |
1.64301 Е-03 |
1,82873Е-04 |
-1.56009Е-05 |
3.28668Е-07 |
6,5 |
|
18 |
50 |
1.42146Е-Ю1 |
-2.89638Е+00 |
2.25948Е-01 |
-5.40940Е-03 |
5.91983Е-05 |
-2,8841 ОЕ-07 |
4.28213Е-10 | ||
|
^Ат |
2 |
18 |
•1.56513Е-03 |
1.66803Е-03 |
-6,17011 Е-04 |
9.39967Е-05 |
-1.89995Е-06 |
-2.42969Е-09 |
О.ОООООЕ-ЮО |
8 |
|
18 |
50 |
4.24002Е-01 |
-8,26431 Е-02 |
5.90254Е-03 |
-1.42228Е-04 |
1.60837Е-06 |
-8,36041Е-09 |
1.45612Е-11 | ||
|
30Am |
2 |
18 |
-1,47424Е-02 |
1,54313Е-02 |
-5.25058Е-03 |
5,50815Е-04 |
5.14070Е-05 |
7.74259Е-06 |
-2.54026Е-07 |
24,7 |
|
18 |
50 |
-2.98254Е+01 |
6.16501Е+00 |
-5.25562Е-01 |
2.25250Е-02 |
-3.05469Е-04 |
1.70080Е-06 |
-3.02775Е-09 | ||
|
M1Cm |
2 |
18 |
3.35550Е-03 |
-4.42769Е-03 |
2.29816Е-03 |
-6.30708Е-04 |
1.00564Е-04 |
-4,19840Е-06 |
6,70139Е-08 |
21 |
|
18 |
50 |
-6.190ЮЕ-01 |
2.40875Е-01 |
-3.48646Е-02 |
2.41022Е-03 |
-5.18197Е-05 |
4.70409Е-07 |
-1.57354Е-09 | ||
|
M4Cm |
2 |
20 |
-1.22350Е-03 |
1,26793Е-03 |
-4.85052Е-04 |
1.03088Е-04 |
-1.61396Е-05 |
1.96418Е-06 |
-2,33100Е-08 |
24,9 |
|
20 |
50 |
-7.06129Е-ИХ) |
3,23316Е-01 |
5.85639Е-02 |
-6.07700Е-03 |
2.25190Е-О4 |
-2,51041 Е-06 |
9.65109Е-09 | ||
|
J45Cm |
2 |
32 |
-4.34597Е-04 |
4,41094Е-04 |
-1.58385Е-04 |
2.72046Е-05 |
-2,45477Е-06 |
1.09744Е-07 |
-8.71310Е-10 |
37 |
|
32 |
50 |
-1.81013Е+01 |
2,27761 Е+00 |
-1,14368Е-01 |
2.88379Е-03 |
-3,8261 ЗЕ-05 |
2.97732Е-07 |
-1.04379Е-09 | ||
|
Аппроксимационные коэффициенты зависимости концентрации 144Се, l34Cs, l35Cs, 137С», 154Eu, lssEu, 3Н, ®5Kr, M7Np, ПМ, 23*Pu, шРи, 240Pu,141 Pu, 242Pu, “*Ru, li5Sb, 7,Se, 15,Sm,,J1" Sn, ,2‘Sn, "Sr, "Tc, ,J5mTe, ^U, ,35U, 2MU, “u, ”Zr (>», г/тЦ) от глубины выгорания (г, ГВт”сут/тЦ) отработавшего ялерного топлива ВВЭР-1000 с начальным обогащением 3,53 % по °Ч1 | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
|
Нуклид |
Аппроксимационные ко>фф||циен1м |
®y, •/. | ||||||
|
a. |
fli |
aj |
a> |
a. |
ej | |||
|
*JPu |
-6.51696E-01 |
5.61419E-01 |
-2.02582E-01 |
4.01304E-02 |
-9Д3498Е-04 |
9.23499E-06 |
-3,65316E-08 |
«3.5 |
|
,0*Ru |
-6.59939E-01 |
2.82080E+00 |
1,96771E-01 |
-6,15861E-03 |
1.06657E-O4 |
-1.04558E-06 |
4,26188E-09 |
23 |
|
,,5Sb |
-6.S6397E-02 |
2.09234E-01 |
3.31719E-03 |
-8.91787E-05 |
9.28436E-07 |
-3.84102E-09 |
O.OOOOOE+OO |
39 |
|
*Sc |
-1.99387E-03 |
1,57888E-OI |
-3,4853 IE-04 |
-2,26517E-06 |
2.15765E-08 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
26 |
|
,5,Sm |
1.79844E+00 |
1.48921E+00 |
-1.01271E-01 |
4.08058E-03 |
-8.77234E-05 |
9,46773E-07 |
-4.03208E-09 |
24 |
|
IJI"Sn |
-I.87039E-03 |
4.80509E-03 |
1.06529E-04 |
-1.15681E-06 |
4.81256E-09 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
64 |
|
,MSn |
-5.15705E-02 |
3,44361 E-Ol |
9.67I52E-03 |
-1.528ЮЕ-04 |
1,57893E-06 |
-7,0324 IE-09 |
O.OOOOOE+OO |
7.9 |
|
wSr |
1.18359E+00 |
2.23401 E+Ol |
-2.18203E-01 |
1.98093E-03 |
-1.66677E-05 |
7.80409E-08 |
O.OOOOOE+OO |
22 |
|
~Tc |
-4.23143E+00 |
2.79536E+01 |
*7,35644E-02 |
-7.87756E-04 |
6,64881 E-06 |
0.00000Е-Ю0 |
O.OOOOOE+OO |
5 |
|
125*Te |
-I.34446E-03 |
7.82629E-04 |
1.83346E-04 |
-6.15379E-06 |
1,11302E-07 |
-1.06745E-09 |
4.20622E-12 |
7.8 |
|
wu |
3.14297E+02 |
-4.37447E+00 |
1.91253E-02 |
-7.49038E-05 |
7.89294E-07 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
18,1 |
|
,,5U |
3.51387E+04 |
-1.15227E+03 |
1.4S768E+01 |
-8.82332E-02 |
2.45868E-04 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
6,5 |
|
,HU |
1.65352E+02 |
2,22203E+02 |
-4.15203E+00 |
6.40287E-02 |
-1.06902E-03 |
1,09951E-05 |
-4.50839E-08 |
3.2 |
|
JMU |
9.64542E+05 |
-6.43645E+02 |
-1.31136E+O0 |
-4.03949E-02 |
3.30769E-04 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
0.2 |
|
"Zr |
-3.12327E-01 |
2.60447E+01 |
■1.63012E-01 |
1.15997E-03 |
-5.05030E-06 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
1 |
|
Нуклид |
Выгорание, ГВт-сут/rU |
Аппроксимационные коэффициенты |
&У. % | |||||||
|
не менее |
не более |
во |
в) |
«1 |
<*э |
в4 |
вэ |
в* | ||
|
241 Ат |
2 |
18 |
-8.98687Е-02 |
1.04032Е-01 |
-4.45632Е-02 |
9Д5097Е-03 |
-6.2Ю70Б-О4 |
2,57314Е-05 |
-4.79058Е-07 |
6.5 |
|
18 |
50 |
6.87390Е+00 |
-1.42I21E+00 |
1,03005Е-01 |
-6.49936Е-04 |
-3.16249Е-05 |
5.60886Е-07 |
-2,71263Е-09 | ||
|
242 "’Ат |
2 |
18 |
-1.24071Е-03 |
U8746E-03 |
-4.54609Е-04 |
6.33995Е-05 |
-3.93024Е-07 |
-2.47847Е-08 |
О.ОООООЕ+ОО |
8 |
|
18 |
50 |
3.53765Е-01 |
-6.48160Е-02 |
4.14782Е-03 |
-6.90755Е-05 |
2.01316Е-07 |
4.41014Е-09 |
-3.02082Е-11 | ||
|
24,Ат |
2 |
18 |
-6.72399Е-02 |
7,49561Е-02 |
-2,99561Е-02 |
5.55080Е-03 |
-4.93807Е-04 |
3.18543Е-05 |
•6.75250Е-07 |
24,7 |
|
18 |
50 |
-1.87417Е-Ю1 |
4,06754Е+О0 |
-3.50713Е-01 |
1.44466Е-02 |
-1.58785Е-04 |
5.61464Е-07 |
1.33554Е-10 | ||
|
242Ст |
2 |
18 |
3.32050Е-03 |
-4,18445Е-03 |
2.03974Е-03 |
-5.18710Е-04 |
7,59201Е-05 |
-2.90673Е-06 |
4.27083Е-О8 |
21 |
|
18 |
50 |
-1.866S4B+00 |
4.35182Е-01 |
-4.45133Е-02 |
2.42667Е-03 |
-4.67438Е-05 |
3,91944Е-07 |
-1.23715Е-09 | ||
|
244Cm |
2 |
20 |
2.31094Е-03 |
-2.27292Е-03 |
7.38455Е-04 |
-9,40377Е-05 |
1.47629Е-06 |
8.10138Е-07 |
-6.69765Е-09 |
24,9 |
|
20 |
50 |
U8917E+02 |
•1.96873Е+01 |
1.22976Е-Ю0 |
-4.05409Е-02 |
7.48533Е-04 |
-6.55088Е-06 |
2.22480Е-08 | ||
|
24JCm |
2 |
32 |
-1,03351Е-03 |
9Д0225Е-О4 |
-2.75687Е-04 |
3.83465Е-05 |
-2.76464Е-06 |
9,94981Е-08 |
-7.54726Е-10 |
37 |
|
32 |
50 |
•6.01524Е+01 |
7.85582Е+00 |
-4,20008Е-01 |
1.17620Е-02 |
-1.82786Е-04 |
1.53497Е-06 |
-5.37905Е-09 | ||
Ann
|
роксимаиионныс коэффициенты зависимости концентрации Се, С», С», Cs, Eu, Eu, Н, Кг, Np, Hd, “'Pu, “’Pu, 240Pu, 24,Pu, M2Pu, I0*Ru, ,wSb, 7,Sc, l5,Sm,m" Sn, '“Sn, *Sr, *Tc, '“"Те, U4U, **U, U<U, "*U, Zr (y, г/tU) от глубины выгорания (x, ГВтсут/тЦ) отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 с начальным обогащением 3,9 % по M5U | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
|
Нуклид |
Аппроксимационные коэффициенты |
by, V. | ||||||
|
o« |
fli |
ej |
a> |
a* |
a* |
a* | ||
|
J4JPu |
1.71802E+00 |
-6.47850E-01 |
-1.80924E-02 |
2.42236E-02 |
-4.71317E-04 |
3.70570E-06 |
-1.12562E-08 |
13,5 |
|
l06Ru |
-8,38116E-01 |
2.89480E+00 |
1.49650E-01 |
-3.90403E-03 |
5.14976E-05 |
-3.62562E-07 |
9.86626E-10 |
23 |
|
mSb |
-5.S7492E-02 |
2.06286E-01 |
2,9653 5E-03 |
-8.05257E-05 |
8,4884 IE-07 |
-3.52974E-09 |
O.OOOOOE+OO |
39 |
|
”Se |
-1.99171E-03 |
1.57816E-01 |
-2.97599E-04 |
-2.46957E-06 |
1.94659E-08 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
26 |
|
15lSm |
1.59514E+00 |
1.67171E+00 |
-1.14259E-01 |
4.54572E-03 |
-9.64735E-05 |
1.02788E-06 |
-4.32167E-09 |
24 |
|
IJIeSn |
-U6161E-03 |
4.62852E-03 |
1.01781E-04 |
-1.08363E-06 |
4.62799E-09 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
64 |
|
IMSn |
-1.15521E-01 |
3.64388E-01 |
6.71845E-03 |
-5,97111E-05 |
2.56776E-07 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
7.9 |
|
’'Sr |
1,05261E+00 |
2.24Э60Е+01 |
-1,99541 E-01 |
1.71007E-03 |
•1,46777E-05 |
6.74279E-08 |
O.OOOOOE+OO |
22 |
|
*Tc |
-3.640ЮЕ+00 |
2.78383E+01 |
-6.23672E-02 |
•8.48330E-04 |
6.26932E-06 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
5 |
|
шТо |
-1.46599E-03 |
8.55372E-04 |
1.68854E-04 |
-5.57505E-O6 |
9.88288E-08 |
-9.29896E-I0 |
3.61577E-12 |
7.8 |
|
JMU |
3.46474E+02 |
-4.40774E+00 |
9.35429E-03 |
1.06699E-04 |
-3,85006E-07 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
18,1 |
|
»4j |
3.88438E+04 |
-1.16560E+03 |
1.32137E+01 |
-7.19197E-02 |
1.99694E-04 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
6.5 |
|
JJfcU |
1.85067E+O2 |
2.24526E+02 |
-3.61990E+00 |
4.50848E-02 |
-6,50583E-04 |
5.86729E-06 |
-2.05484E-08 |
3.2 |
|
IMu |
9.60088E+05 |
-4.99662E+02 |
-6.97757E+00 |
8.19599E-02 |
-5.92366E-04 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
0,2 |
|
MZr |
-1.04207E+00 |
2,6301 IE+01 |
-I.6O204E-O1 |
U4634E-03 |
-6.39148E-06 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
1 |
|
Нуклид |
Выгорание, ГВт-сут/ти |
Аппроксимационные коэффициенты |
6у, V. | |||||||
|
не менее |
не более |
О* |
в| |
«1 |
«Э |
в* |
Oi |
в* | ||
|
«'Ат |
2 |
18 |
-3,11550^02 |
3.48643Е-02 |
-1.44078Е-02 |
2.88058Е-03 |
1.93249Е-05 |
-6.40745Е-06 |
1,58854Е-07 |
6.5 |
|
18 |
50 |
1.15962Е+01 |
-2.19540Е+00 |
1.S1082E-01 |
-2.39095Е-03 |
6,52948Е-06 |
1.29449Е-07 |
-8.18643Е-10 | ||
|
2 |
18 |
-1.19800Е-03 |
I.21007E-03 |
-4.09975Е-04 |
S.37583E-05 |
■7,47463Е-08 |
-2.S1540E-0S |
О.ОООООЕЧЮ |
8 | |
|
18 |
50 |
3.05481Е-01 |
-5.33602Е-02 |
3,10681 Е-03 |
-2.96224Е-05 |
-4.70644Е-07 |
9,65414Е-09 |
-4.54469Е-11 | ||
|
«’Ат |
2 |
18 |
1.69666Е-02 |
-1.96797Е-02 |
8,52710Е-03 |
-1.86423Е-03 |
2.27860Е-О4 |
-5.01366Е-06 |
4.85786Е-08 |
24,7 |
|
18 |
50 |
-3.28348Е+00 |
7.90752Е-О1 |
-7.70895Е-02 |
3,03715Е-03 |
6.16656Е-05 |
-1.47847Е-06 |
7.55828Е-09 | ||
|
3t3Cm |
2 |
18 |
1.18459Е-03 |
•1,46064Е-03 |
7,25616Е-04 |
-2.05365Е-04 |
3.57665Е-05 |
-8,27911Е-07 |
2,36871Е-09 |
21 |
|
18 |
50 |
-2.63359Е-ЮО |
5.57539Е-01 |
-5.04655Е-02 |
2,43411 Е-03 |
-4.35307Е-05 |
3.39626Е-07 |
-9.83439Е-10 | ||
|
344Ст |
2 |
20 |
3,30119Е-03 |
-3,51149Е-03 |
1,30701 Е-03 |
•2,18095Е-04 |
1.56652Е-05 |
-1,04163Е-07 |
9.19416Е-09 |
24,9 |
|
20 |
50 |
5.23030Е+01 |
-9.13313Е+О0 |
6.47722Е-01 |
-2.39905Е-02 |
4.88385Е-04 |
-4.52929Е-06 |
1.63644Е-08 | ||
|
34,Ст |
2 |
32 |
-4.46377Е-04 |
4.25006Е-04 |
-1,39005Е-04 |
2.11980Е-05 |
-1.65713Е-06 |
6Д6195Е-08 |
-4.04558Е-10 |
37 |
|
32 |
50 |
2.50201Е+01 |
-3,49934Е+00 |
2.02072Е-01 |
-6,15443 Е-03 |
1.03313Е-04 |
-8,74371 Е-07 |
2.98789Е-09 | ||
|
Аппроксимационные коэффициенты зависимости концентрации 144Се, |МС», l,5Cs, l,7Cs, l54Eu, IS5Eu, JH, *sKr, a7Np, Hd, u,Pu, u,Pu, 240Pu, 24lPu, 242Pu, 106Ru, lwSb, "Sc, ,5lSm,m" Sn, ,wSn, "Sr, "tc, *2S“Te, U4U, U5U, ^U, °«U, 7,Zr 0», г/tU) от глубины выгорания (x, ГВгсуг/тЦ) отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 с начальным обогащением 4,3 % по 2J5U | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
|
Нуклнд |
Аппроксимационные коэффициенты |
6y, % | ||||||
|
a* |
a, |
a i |
a> |
a* | a, |
a* | |||
|
J4JPu |
1.14025E+00 |
-3.64280E-01 |
-4,43884E-02 |
2.13700E-02 |
-3.83448E-04 |
2.75756E-06 |
-7,30784E-09 |
13,5 |
|
,otRu |
-5.28961 E-01 |
2.69899E+00 |
1.48352E-01 |
-4.46479E-03 |
7,5703 IE-05 |
-7.18867E-07 |
2.81559E-09 |
23 |
|
,uSb |
-5.61410E-02 |
2.05174E-01 |
2.52229E-03 |
-6.94229E-05 |
7,46083E-07 |
-ЗД3789Е-09 |
O.OOOOOE+OO |
39 |
|
”Se |
-6.44029E-04 |
1.57466E-01 |
-2.36764E-04 |
-2,99512E-06 |
2.10148E-08 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
26 |
|
IJ,Sm |
1.39230E+00 |
1.84889E+00 |
-1.26363E-01 |
4.9937ЭЕ-03 |
-1,05694E-04 |
1.12625E-06 |
-4.74674E-09 |
24 |
|
IJI"Sn |
-2,67337E-04 |
4.17876E-03 |
1.32401E-04 |
-2.65292E-06 |
3.89895Б-08 |
-3,35603E-10 |
1.19991E-12 |
64 |
|
,HSn |
-2.67270E-02 |
3.32853E-01 |
8.40595E-03 |
-1,29102E-04 |
U8098E-06 |
-6.33796E-09 |
O.OOOOOE+OO |
7,9 |
|
*Sr |
6.09107E-01 |
2,26231E+01 |
•1.93099E-01 |
1.93480E-03 |
-2.12736E-05 |
1,11702E-07 |
O.OOOOOE+OO |
22 |
|
~Tc |
-4,54950E*00 |
2.81222E+01 |
-7,89510E-02 |
-2.77186E-04 |
1.40294E-06 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
5 |
|
l3J-Tc |
-1,1531 IE-03 |
7.17081E-04 |
1.83839E-04 |
-6.63750E-06 |
U8867E-07 |
-1.30135E-09 |
5.29248E-12 |
7,8 |
|
**4j |
3.82584E+02 |
-4.71769E+00 |
1.46082E-02 |
-4,80144E-06 |
2.95304E-07 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
18,1 |
|
u4j |
4,28812E+04 |
-1.18925E+03 |
1.27676E+01 |
-7.65584E-02 |
2.92072E-04 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
6,5 |
|
°*u |
2.00554E+02 |
2.30257E+02 |
-3.58825E+00 |
5.38659E-02 |
-9,69228E-04 |
1.02341E-05 |
-4Д8972Е-08 |
3,2 |
|
Шц |
9,56116E+05 |
-4.98350E+02 |
-5.23780E+00 |
3,84812E-02 |
-1.99532E-04 |
O.OOOOOE-HX) |
O.OOOOOE+OO |
0,2 |
|
MZr |
2.56350E-01 |
2,59915E+01 |
-1,25114E-01 |
6.84276E-04 |
-3.54776E-06 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
1 |
|
Нуклид |
В», и opaiuic, ГВг-сут/TU |
Апироксимиционныс коэффициенты |
бу. % | |||||||
|
не менее |
ие более |
во |
«1 |
в! |
вэ |
а* |
в» |
в* | ||
|
24,Аш |
2 |
18 |
-3.08937Е-02 |
3.43195Е-02 |
-1.39517Е-02 |
2.70495Е-03 |
4,80101 Е-06 |
-4.71329Е-06 |
1.19900Е-07 |
6.5 |
|
18 |
56 |
7,25677Е+О0 |
-I.33979E+00 |
8.46487Е-02 |
-1,04408Е-04 |
-3.08718Е-05 |
4.20370Е-07 |
-1.68369Е-09 | ||
|
242”Аш |
2 |
18 |
-8.41265Е-04 |
8,44431 Е-04 |
-2.80122Е-04 |
3.37596Е-05 |
8.44550Е-07 |
-3,90811Е-08 |
О.ОООООЕ-ОО |
8 |
|
18 |
56 |
2,31796Е-01 |
-3.77702Е-02 |
1.82197Е-03 |
1.64735Е-05 |
-1,24308Е-06 |
1.58394Е-08 |
-6,49393Б-11 | ||
|
*°Лт |
2 |
18 |
-1.43925Е-02 |
1.56555Е-02 |
-5.95296Е-03 |
9.88077Е-04 |
-6.59906Е-05 |
8,06571 Е-06 |
-1.84896Е-07 |
24,7 |
|
18 |
56 |
-4.66634Е+01 |
8.21209Е-Ю0 |
-5,74956Е-01 |
1.98259Е-02 |
-2.62462Е-04 |
1.75405Е-06 |
-5.14314Е-09 | ||
|
342Ст |
2 |
18 |
1.59942Е-03 |
•I.80374E-03 |
7.84058Е-04 |
-1.90644Е-04 |
2.94945Е-05 |
-5.56053Е-07 |
-1.57769Е-09 |
21 |
|
18 |
56 |
4.96299Е-01 |
•1,75486Е-02 |
•7,44644Е-03 |
7.32814Е-04 |
-8.91270Е-06 |
-4.44349Е-09 |
3.51492Е-10 | ||
|
344Ст |
2 |
20 |
-1,02244Е-03 |
1,16302Е-03 |
-4.89795Е-04 |
1,03990Е-04 |
-U8957E-05 |
1,01891 Е-06 |
•1.I3337E-08 |
24.9 |
|
20 |
56 |
-2.28258Е+00 |
2.44109Е-01 |
-4,13823Е-04 |
-8.62627Е-04 |
3.76371Е-05 |
-1.09566Е-07 |
-7.85560Е-10 | ||
|
34,Ст |
2 |
32 |
-4,72506Е-04 |
4.39639Е-04 |
-1.38788Е-04 |
2.02094Е-05 |
-1.49433Е-06 |
5.30257Е-08 |
-3.35513Е-10 |
37 |
|
32 |
56 |
3.82157Е+01 |
-5.14685Е+О0 |
2.85525Е-01 |
-8.33849Е-03 |
1.34360Е-04 |
-1.10692Е-06 |
3.71071 Е-09 | ||
от 15 сентября 2016 г. № 388 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 24 января 2017 г., регистрационный № 45375), «Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии» (НП-061-05), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 декабря 2005 г. № 23.
2. Действие настоящего Руководства по безопасности
распространяется на ядерные установки и пункты хранения ядерных материалов, на которых осуществляется деятельность по обращению с отработавшим ядерным топливом водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных, а также на обращение с этим топливом при транспортировании.
3. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации
Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по радионуклидному составу, ядерным константам
и теплофизическим характеристикам отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных, используемым при обосновании безопасности объектов использования атомной энергии.
4. Настоящее Руководство по безопасности предназначено для применения специалистами проектных и эксплуатирующих организаций при обосновании безопасности ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов, на которых планируется осуществлять или осуществляется деятельность по обращению с отработавшим ядерным топливом водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных, а также специалистами Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору, осуществляющими оценку обоснования безопасности данных объектов использования атомной энергии при лицензировании соответствующих видов деятельности.
|
Аппроксимационные коэффициенты зависимости концентрации 144Се, ,54С«, ,ИС«, lS7Cs, l54Eu, lssEu, JH, ,5Kr, M1Np, WPd, 21,Pu, “’Pu, J40Pu,241 Pu, 242Pu, l06Ru, 125Sb, 7,Se, 15lSm,m" Sn, ,26Sn, "Sr, *Tc, ,25mTe, U4U, “U, u4j, **U, WZr (у, г/тU) от глубины выгорании (х, ГВтсут/тЦ) отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 с начальным обогащением 4,67 % no 2,5U | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
II. Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего
ядерного топлива
5. При обосновании безопасности обращения с отработавшим ядерным топливом водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных рекомендуется использовать радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива, погрешности их определения, а также ядерные константы, представленные в приложениях № 1 - 5 настоящего Руководства по безопасности.
6. Значения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива для произвольного времени выдержки рекомендуется определять методом линейной интерполяции значений остаточного тепловыделения, приведенных в приложениях № 1 - 4 настоящего Руководства по безопасности, или (для времени выдержки отработавшего ядерного топлива более 5 лет) с использованием значений концентрации нуклидов и ядерных констант, указанных в приложениях № 1 - 5 настоящего Руководства по безопасности.
ПРИЛОЖЕНИЕ № 1 к руководству по безопасности при использовании атомной энергии «Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных», утвержденному приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от «//» л/ау?7гк 20<£? г.
Радиационные и теплофнзическис характеристики
отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000
В таблице № 1 настоящего приложения приведена номенклатура тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000, для которой в таблицах № 2-15 настоящего приложения представлены аппроксимационные коэффициенты зависимости концентрации нуклида у (г/tU) от глубины выгорания х (ГВт сут/ти) отработавшего ядерного топлива на момент останова реактора.
Концентрация нуклида у в отработавшем ядерном топливе с глубиной выгорания х (при х > 2 ГВт*сут/ти) на момент останова реактора определяется по следующей формуле:
у (х) = д0 + а,х+а2х2 + а^х* + а4х4 + asxs + а6х6, (1)
где До, а\, о2, Дз, си, д5 и д6 - аппроксимационные коэффициенты.
(2)
Концентрация нуклидов, за исключением 234U, 236U, ^Np, ^Pu, ^Pu, 241 Pu, 241 Am и 242Cm, с учетом времени выдержки / после останова реактора определяется по формуле:
-УЛО^УЛОЭ-ехрС-^О,
где:
У/(0) - определенная по формуле (1) концентрация /-го нуклида на момент останова реактора;
X/ - постоянная распада /-го нуклида.
Концентрация нуклидов 240Pu, 241 Pu и 242Cm с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:
Уз (0 = Уз (0)' exp(-^0 + ух (0) ■ Ь, 2 • 4 •——(ехр(-Д,/) - ехр(-Л,01, (3)
где:
yi(0), уг(0) - определенные по формуле (1) концентрации материнских (244Сш, 245Сш и 242mAm) и дочерних (240Pu, 241Ри и 242Сш) нуклидов на момент останова реактора;
Ль Л2 - постоянные распада материнского и дочернего нуклида, соответственно;
А\у Аг - атомные массы материнского и дочернего нуклида, соответственно;
Ь\,г - коэффициент ветвления, характеризующий вероятность распада материнского нуклида, приводящего к возникновению дочернего нуклида (Z>i.2 = 0,827 для распада 242тАш в 242Ст, Ь\Л = 1 - для остальных нуклидов).
Концентрация нуклидов ^U, "'Np, ^Pu и 24,Am с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:
У>(0=Уз(0)• ехр(-Д,/)+у2(0) • 4- -ехр(-Л,/)]+
г ^ (4)
+,|(0).^.АЧЛ exp(-^)_+_exp(-40_^ ехр(-Л,/) >
где:
yi(0) и уг(0) - концентрации материнских нуклидов (244Сш и 240Ри - для
236t г. 241т,,, „ 241 * _ „„„ 237vr 242ш * ^ „ 242^^ 238„„. 245.-, „ 24|т>„ „„„
U; г и и Ат — для Np; Ат и Cm — для Pu; Cm и Pu — для 241 Ат) на момент останова реактора, определенные по формуле (1);
Уэ(0) - концентрации дочерних нуклидов (241Am, 237Np, 238Pu и 236U) на момент останова реактора, определенные по формуле (1);
Ль Лг, Лз - постоянные распада соответствующих материнских и дочерних нуклидов;
А\уА2уАг - атомные массы соответствующих материнских и дочерних
нуклидов.
Концентрация нуклида 234U с учетом распада материнских нуклидов 238U и 238Ри для времени выдержки / после останова реактора определяется по формуле:
Уи-т>а (0 = Уо-пч с/-а.,(0+Уи-*н*-»,(0 " Уи-г»(°) • «фС-Л^шО, (5)
где:
Уи-2щи-гм)(0 - определяется по формуле (3), в которой
- материнский нуклид, a 234U - дочерний;
У<л234<л,-238)(0 - определяется по формуле (4), в которой
*)A*) ООН О О А
Cm и Ри -материнские нуклиды, a U - дочерний;
234т т
Уу-234(0) - концентрация U на момент останова реактора;
Лу.234 - постоянная распада 234U.
Значение удельной активности А/ (в Ю10 Бк/tU) /-го нуклида,
содержащегося в отработавшем ядерном топливе для данной глубины
выгорания х и времени выдержки /, определяется по формуле:
А,(х,1) = кыу,(х,1), (6)
где км - переводные коэффициенты, приведенные в столбце 4 таблицы № 1 приложения № 5 настоящего Руководства по безопасности.
Значение парциального тепловыделения IV; (в Bt/tU) за счет /-го нуклида, содержащегося в отработавшем ядерном топливе для данной глубины выгорания х и времени выдержки (, определяется по формуле:
Щх,1) = к11ГУ'(х, 0, (7)
где kfjy- переводные коэффициенты, приведенные в столбце 5 таблицы № 1 приложения № 5 настоящего Руководства по безопасности.
(8)
Значение ядерной концентрации N; (в 1021 ядер/тЦ) /-го нуклида, содержащегося в отработавшем ядерном топливе для данной глубины выгорания х и времени выдержки /, определяется по формуле:
— кц! ,
где kw - переводные коэффициенты, приведенные в столбце 6 таблицы № 1 приложения № 5 настоящего Руководства по безопасности.
В таблицах № 16-22 настоящего приложения для указанной в таблице № 1 номенклатуры топлива представлены значения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 в зависимости от глубины выгорания и времени выдержки.
Таблица № 1
|
Номенклатура тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000 | ||||||||||||||||
|
Таблица № 2
Аппроксимационные коэффициенты зависимости концентрации |44Се, IMCs, ,35Cs, ,37С*, ,MEu, l55Eu, 3Н, ssKr, wNp, ,e7Pd, 23*Pu, u’Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, I06Ru, ,25Sb, *Se, ,5,Sm,m" Sn, mSn, "Sr, *Гс, ,25"Te, ши, U5U, “4J, ^ll,
MZr (y, г/tU) от глубины выгорания (дс, ГВтс>т/тЦ) отработавшего ялерного топлива ВВЭР-1000 с начальным
обогащением 3 % по 2,5U
|
Нуклид |
Аппроксимационные коэффициенты |
6y. % | ||||||
|
во |
в| |
«1 |
0} |
a< |
в* |
at | ||
|
!44Се |
1.10431E+00 |
3.48207E+01 |
-1.20382Е-КЮ |
2.50576E-02 |
-3.39067E-04 |
2.70470E-06 |
-9.41927Б-09 |
2 |
|
1MCs |
-I.42161E-01 |
-2.42128E-02 |
1.355O5E-01 |
-8.20244E-04 |
-2,24025E-06 |
2,14073 E-08 |
O.OOOOOE+OO |
8 |
|
,35Cs |
-1.94093E+00 |
9.15873E+00 |
-2.32135E-02 |
2,57791 E-04 |
1.20089E-06 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
13 |
|
,,7Cs |
-1.27080E+00 |
3.85090E+01 |
-4.06362E-02 |
7.92677E-05 |
•1,29384E-07 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
2,4 |
|
,MEu |
2.07745E-02 |
-6,2555 IE-03 |
1,82118E-02 |
5.06668E-O4 |
-2.05549E-05 |
2,42737E-07 |
-1.00791E-09 |
18 |
|
,5SEu |
1.73619E-01 |
7.79334E-02 |
-2.43900E-03 |
3.72282E-04 |
-9.77343E-06 |
1.07032E-07 |
-4.44055E-10 |
26 |
|
>H |
-1.04088E-04 |
1,40156E-03 |
1.54886E-05 |
-1.39550E-07 |
3.84082E-10 |
0.00000E+00 |
O.OOOOOE+OO |
8 |
|
**Kr |
9.99568E-02 |
1.04823E+00 |
-1.10543E-02 |
7,22121 E-05 |
-1.99736E-07 |
O.OOOOOE+OO |
O.OOOOOE+OO |
5 |
|
,,7Np |
-1.66881E+O0 |
3,26614E+00 |
5.53743E-01 |
-1.14807E-02 |
1,12 522 E-04 |
-7.70589E-07 |
3,04073E-09 |
23,6 |
|
l*7Pd |
-1.15192E+O0 |
1.64646E+00 |
2.22380E-01 |
-2,26817E-03 |
1.51827E-05 |
-5,90364E-08 |
O.OOOOOE+OO |
4 |
|
2),Pu |
-1.97094E-01 |
6.54447E-02 |
2,44510E-02 |
4,64301 E-03 |
-5,69071 E-05 |
-5.73346E-08 |
2.21445E-09 |
14,7 |
|
2J,Pu |
•4.S7102E+00 |
5.45919E+02 |
-2.53997E+01 |
6.93834E-01 |
-1.14465E-02 |
1.04392E-04 |
-3,99681 E-07 |
9,5 |
|
240Pu |
-5.50455E+01 |
3.75685E+01 |
4.55636E+00 |
-1.88995E-01 |
3.44838E-03 |
-Э.21668Е-05 |
1.23787E-07 |
7,6 |
|
24lPu |
1.88467E+01 |
-1.77214E+0I |
5.72977E+00 |
-2.10728E-01 |
3.61172E-03 |
-3.09786E-05 |
1.07198E-07 |
13 |
| |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
|
Примечание. Форма записи числа I.23E+5 эинм.кмтн« записи 1,23-10*. | |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||