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.

Скачать PDF

Дата введения	11.03.2020
Добавлен в базу	01.01.2021
Актуализация	01.01.2021

Раздел Ценообразование
- Раздел Раздел II. Государственное регулирование безопасности при использовании атомной энергии
  - Раздел II. Нормативные правовые и иные акты Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору
    - Раздел 6. Сооружения, комплексы, установки для производства, использования, переработки, транспортирования ядерного топлива и ядерных материалов
      - Раздел Руководства по безопасности

Организации:

11.03.2020	Утвержден	Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору	106
	Разработан	ФБУ НТЦ ЯРБ
	Издан	ФБУ НТЦ ЯРБ	2020 г.

Нормативные ссылки:

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,%
Нуклид	не менее	не более	а₀	а,	в₂		а_А	а$	а»	6у,%
^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
^34\|Аш	18	50	1.42146Е-Ю1	-2.89638Е+00	2.25948Е-01	-5.40940Е-03	5.91983Е-05	-2,8841 ОЕ-07	4.28213Е-10	6,5
^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
^Ат	18	50	4.24002Е-01	-8,26431 Е-02	5.90254Е-03	-1.42228Е-04	1.60837Е-06	-8,36041Е-09	1.45612Е-11	8
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
³⁰Am	18	50	-2.98254Е+01	6.16501Е+00	-5.25562Е-01	2.25250Е-02	-3.05469Е-04	1.70080Е-06	-3.02775Е-09	24,7
^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
^M1Cm	18	50	-6.190ЮЕ-01	2.40875Е-01	-3.48646Е-02	2.41022Е-03	-5.18197Е-05	4.70409Е-07	-1.57354Е-09	21
^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
^M4Cm	20	50	-7.06129Е-ИХ)	3,23316Е-01	5.85639Е-02	-6.07700Е-03	2.25190Е-О4	-2,51041 Е-06	9.65109Е-09	24,9
^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
^J45Cm	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	37

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 коэффициенты							6y,%
Нуклид	a*	a,	aj	aj	a4	di	a_t	6y,%
¹⁴⁴Се	1.38213E+00	3.45525E+01	-1,11361E+00	2.03695E-02	-2,26723E-04	1.39622E-06	-3.50010E-09	2
^\|МС5	-3.44248E-01	8.76528E-02	1.107S4E-01	U7532E-04	-2.43666E-05	3.07553E-07	-1.42715E-09	8
^,J5Cs	-1.43991E+O0	1.02967E+01	-1.82707E-02	-8.88767E-05	3,49403E-06	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	13
^l37Cs	1.77588E+00	3,77773E+01	6.77622E-03	-9.58560E-04	7.39607E-06	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	2.4
ⁱ³⁴Eu	-4.10819E-02	2,43615E-02	1.24976E-02	6.75064E04	-2.20I60E-05	2.40405E-07	-9.46302E-10	18
'«Eu	1.93581E-01	7.25067E-02	-2.06462E-03	3,02223E-04	-7,23496E-06	7.29246E-08	-2.84575E-10	26
^Зн	-3.6O477E-06	1.37085E-03	1.46022E-05	-1.24513E-07	3.91120E-10	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	8
•’Кг	3.76988E-02	1.07261E+00	-1.04845E-02	6.68965E-05	-2.17284E-07	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	5
^U7Np	•2.23423E+00	3.52076E+00	5.06334E-01	-8,30840E-03	4.71506E-05	-9.02658E-08	O.OOOOOE+OO	23,6
^,tnPd	-3.12583E-01	U1764E+00	2.23268E-01	-3.52701 E-03	5.79754E-05	-6.04582E-07	2.53429E-09	4
”'Pu	9,74429E-02	-9,64218E-02	4.70141E-02	2.56682E-03	4.37820E-06	-7.26502E-07	4.75987E-09	14,7
^:nPu	-2.75240E+01	5.19507E+O2	•2.21816E+01	5.77101E-01	-9.45540E-03	8.75799E-05	-3.42590E-07	9.5
^J4JPu	-4.18136E+01	2,80718E+01	4,44351Б+00	-I.74943E-01	3,23205E-03	-3.14795E-05	U7329E-07	7.6
”'Pu	2.I88I0E+O1	-1.79022E+01	5.01932E+00	-1.67403E-01	2.63444E-03	-2.12282E-05	7.10752E-08	13

Нуклид	Аппроксимационные ко>фф\|\|циен1м							®y, •/.
Нуклид	a.	fli	aj	a>	a.	ej		®y, •/.
*^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. %
Нуклид	не менее	не более	во	в)	«1	<*э	в4	вэ	в*	&У. %
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
²⁴¹ Ат	18	50	6.87390Е+00	-1.42I21E+00	1,03005Е-01	-6.49936Е-04	-3.16249Е-05	5.60886Е-07	-2,71263Е-09	6.5
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
²⁴² "’Ат	18	50	3.53765Е-01	-6.48160Е-02	4.14782Е-03	-6.90755Е-05	2.01316Е-07	4.41014Е-09	-3.02082Е-11	8
^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
^24,Ат	18	50	-1.87417Е-Ю1	4,06754Е+О0	-3.50713Е-01	1.44466Е-02	-1.58785Е-04	5.61464Е-07	1.33554Е-10	24,7
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
²⁴²Ст	18	50	-1.866S4B+00	4.35182Е-01	-4.45133Е-02	2.42667Е-03	-4.67438Е-05	3,91944Е-07	-1.23715Е-09	21
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
²⁴⁴Cm	20	50	U8917E+02	•1.96873Е+01	1.22976Е-Ю0	-4.05409Е-02	7.48533Е-04	-6.55088Е-06	2.22480Е-08	24,9
^24JCm	2	32	-1,03351Е-03	9Д0225Е-О4	-2.75687Е-04	3.83465Е-05	-2.76464Е-06	9,94981Е-08	-7.54726Е-10	37
^24JCm	32	50	•6.01524Е+01	7.85582Е+00	-4,20008Е-01	1.17620Е-02	-1.82786Е-04	1.53497Е-06	-5.37905Е-09	37

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	Лппроксимационные коэффициенты							by, %
Нуклид	а»	a,	ai	a_t	a_t	в.		by, %
^\|44Се	3.17889E-01	3,52312E+01	-1.17450E+00	2.35287E-02	-3.03796E-04	2.26832E06	-7Д3784Е-09	2
^IJ4C*	1.86514E-01	-1.83214E-01	1.44370E-01	-2,11528E-03	3.79363E-05	-4.76500E-07	2.31137E-09	8
^ШС$	-1.36967E+00	1.11436E+01	-1.77851 E-02	-2,31124E-04	4.25308E-06	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE-rOO	13
^ШС*	3.91129E-01	3.82213E+01	-2.63788E-02	-7.83390E-05	1.95985E-07	О.ОООООЕ-ЮО	O.OOOOOE+OO	2,4
^,J4Eu	-2,83017E-02	1.90258E-02	U3074E-02	6.02459E-O4	-1.86686E-05	1.91446E-07	-7.07118E-10	18
^l,,Eu	1.90213E-01	7,80148E-02	-3.06346E-03	З.ЗЮ77Е-04	-7,65805E-06	7.69076E-08	-3.02490Е-Ю	26
*Н	-4.40756E-05	U7839E-03	1,26172E-05	-8,5474 IE-08	1.64653Е-Ю	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	8
«Кг	4,80807E-02	1.07303E+00	-9,48415E-03	5.30003E-05	-1.64752E-07	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	5
"Np	-2.93279E+00	3,78621E+00	4.72594E-01	-6,72063E-03	2.66338E-05	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	23,6
^,0,Pd	-7,61999E-01	1.41030E+00	1.70278E-01	-1.46430E-03	1.14912E-05	-5.68524E-08	O.OOOOOE+OO	4
^J,,Pu	2.I0606E-01	-1.56736E-01	5.46544E-02	1.76204E-03	2,51654E-05	-8,95507E-07	5.14481E-09	14,7
23,p_u	-3.39503E+01	5.00243E+02	-1,98113E+01	4.80300E-01	-7.43784E-03	6,58581 E-05	-2.48035E-07	9.5
²⁴⁰Pu	-3.93093Е+01	2.553ЮЕ+01	3.99076E+00	-1.46234E-01	2.56157E-03	-2.41419E-05	9.59243E-08	7.6
“'Pu	2.24459E+01	-1.72380E+01	4.51755E+00	-1,38504E-01	1.97340E-03	-1,41593E-05	4.13956E-08	13

Нуклид	Аппроксимационные коэффициенты							by, V.
Нуклид	o«	fli	ej	a>	a*	a*	a*	by, V.
^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.
Нуклид	не менее	не более	О*	в\|	«1	«Э	в*	Oi	в*	6у, V.
«'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
«'Ат	18	50	1.15962Е+01	-2.19540Е+00	1.S1082E-01	-2.39095Е-03	6,52948Е-06	1.29449Е-07	-8.18643Е-10	6.5
	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	8
«’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
«’Ат	18	50	-3.28348Е+00	7.90752Е-О1	-7.70895Е-02	3,03715Е-03	6.16656Е-05	-1.47847Е-06	7.55828Е-09	24,7
^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
^3t3Cm	18	50	-2.63359Е-ЮО	5.57539Е-01	-5.04655Е-02	2,43411 Е-03	-4.35307Е-05	3.39626Е-07	-9.83439Е-10	21
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
³⁴⁴Ст	20	50	5.23030Е+01	-9.13313Е+О0	6.47722Е-01	-2.39905Е-02	4.88385Е-04	-4.52929Е-06	1.63644Е-08	24,9
^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
^34,Ст	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	37

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

Нуклил	Аппроксимационные коэффициенты							6y, %
Нуклил	a«	a,		Oi	a4	«»	a%	6y, %
^\|44Се	1.45050E-01	3,53301 E+OI	-1.16689E+00	2,35158E-02	-3.13537E-04	2.49322E-06	-8.75163E-09	2
^,ИС*	5.23576E-02	-1.05503E-01	U7412E-01	-1.30097E-03	1.39465E-05	-1.27245E-07	4,43715E-10	8
^IJ5Cs	-1.13346E+O0	1.19792E+01	•U4445E-02	-4.35589E-04	5.40530E-06	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	13
^1,7Са	-5.65023E-01	3.85768E+01	-5,4485 IE-02	6.70063E-04	-5,82213E-06	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	2.4
^,яЕи	-1.655S2E-02	1.1Э894Е-02	1,29403E-02	4.67322E-04	-1.34098E-05	1.15860E-07	-3,27117E-10	18
^\|,5Еи	1,9321 IE-01	7.94752E-02	-3.34279E-03	3,17043E-04	-6.91239E-06	6.56236E-08	-2,4299 IE-10	26
*Н	-3.55394E-05	l,38049E-03	1.08449E-O5	-5.10263E-08	-3.50092E-11	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	8
^,5Кг	6.15758E-02	1.07310E+00	-8.62855E-03	4.30059E-05	-1.34830E-07	0.00000Е-КХ)	O.OOOOOE+OO	5
^u,Np	-2.12238E+00	3.52240E+00	4.89907E-01	-7,08515E-03	3,64840E-05	-7,44528E-08	O.OOOOOE+OO	23,6
^,0,Pd	•2.88080E-01	1.17989E+O0	I.73125E-01	-2,13599E-03	2.8S308E-05	-2,22359E-07	5.78349E-10	4
^ulPu	-1.62276E-01	4,7795 IE-02	2.15097E-02	3.59657E-03	-3.36028E-05	2.16619E-08	5,6209 IE-11	14.7
^lwPu	-4.05580E+01	4,84139E+02	-1.81444E+01	4.30189E-01	-6.74680E-03	6.13289E-05	-2.36892E-07	9,5
^J4JPu	-3.54789E+01	2,26563E+01	3.66270E+00	-1Д6666Е-01	2.12914E-03	-1.94025E-05	7.46042E-08	7,6
”'Pu	2.10671E+OI	-1.58747E+01	4.00464E+00	-1.13004E-01	1.47976E-03	-9,93350E-06	2.82677E-08	13

Нуклнд	Аппроксимационные коэффициенты							6y, %
Нуклнд	a*	a,	a i	a>	a* \| a,		a*	6y, %
^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. %
Нуклид	не менее	ие более	во	«1	в!	вэ	а*	в»	в*	бу. %
^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
^24,Аш	18	56	7,25677Е+О0	-I.33979E+00	8.46487Е-02	-1,04408Е-04	-3.08718Е-05	4.20370Е-07	-1.68369Е-09	6.5
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
²⁴²”Аш	18	56	2,31796Е-01	-3.77702Е-02	1.82197Е-03	1.64735Е-05	-1,24308Е-06	1.58394Е-08	-6,49393Б-11	8
*°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
*°Лт	18	56	-4.66634Е+01	8.21209Е-Ю0	-5,74956Е-01	1.98259Е-02	-2.62462Е-04	1.75405Е-06	-5.14314Е-09	24,7
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
³⁴²Ст	18	56	4.96299Е-01	•1,75486Е-02	•7,44644Е-03	7.32814Е-04	-8.91270Е-06	-4.44349Е-09	3.51492Е-10	21
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
³⁴⁴Ст	20	56	-2.28258Е+00	2.44109Е-01	-4,13823Е-04	-8.62627Е-04	3.76371Е-05	-1.09566Е-07	-7.85560Е-10	24.9
^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
^34,Ст	32	56	3.82157Е+01	-5.14685Е+О0	2.85525Е-01	-8.33849Е-03	1.34360Е-04	-1.10692Е-06	3.71071 Е-09	37

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

Нуклид	Аппроксимационные коэффициенты							6y, %
Нуклид	flo	«1	flj	flj	(U	a*	at	6y, %
^шСс	7.24799E-01	3,51767E+01	-1.13848E+00	2^4535E-02	-2,94273E-04	2,3198 8 E-06	-8.14579E-09	2
^,MCs	-6,22518E-02	-3.84858E-02	1.12897E-01	-5.94267E-04	-6.20186E-06	1.48155E-07	-9,33622E-10	8
^,,5С*	-9,23511 E-01	1.27162E+01	-9.18865E-03	-5.87358E-04	6.07030E-06	0,OOOOOE*OO	O.OOOOOE+OO	13
^,яс	-1.73603E-01	3.84352E+01	-4.13184E-02	3,59723E-04	-3,60579E-06	О.ОООООЕЧЮ	O.OOOOOE+OO	2,4
^\|54Еи	-4,27131 E-02	2.56347E-02	1.02294E-02	5.65856E-04	-1.53729E-05	1.40257E-07	-4.57676E-10	18
^,,5Eu	1,90155E-01	8,46136E-02	-4,21503E-03	3.54707E-04	•8.07470E-06	8.50643E-08	-3,62135E-10	26
*Н	-1.09631E-05	1.37106E-03	1.04745E-05	-5.38796E-08	6.58927E-11	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	8
**Кг	3.33405E-02	I.08368E+00	-8.48170E-03	4,49761 E-05	-1,66399E-07	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	5
^2JTNp	-1.85540E+00	3,42169E+00	4.97505E-01	-7.28836E-03	4.41652E-05	-1.34824E-07	O.OOOOOE+OO	23.6
^,e7Pd	-1.03763E-01	1.06308E+00	1.71310E-01	-2,69215E-03	4.87083E-O5	-5.09963E-07	2,09571 E-09	4
^2,IPu	1,39161 E-01	-1.09989E-01	4.34748E-02	2.05845E-03	6,32154E-06	-4.26892E-07	2.04942E-09	14,7
^23,Pu	-4.69827E+01	4.68968E+02	-1.65090E+01	3.72785E-01	-5.71023E-03	5.16029E-05	-2.00070E-07	9.5
²⁴⁰Pu	-2.64205E+01	1.73230E+01	3.83822Б+00	-1.35805E-01	2.42669E-03	-2,34792E-05	9.44080E-08	7,6
^l4lPu	2.15254E+01	-1.55395E+01	3.70846E+00	-9,93614E-02	1.23698E-03	-7.84985E-06	2.05955E-08	13

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 + a_sx^s + 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 + у_х (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 А_г - 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).^.А_ЧЛ 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) = к_ыу,(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) = к_11ГУ'(х, 0, (7)

где k_fjy- 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

Среднее начальное обогащение по и²³⁵, %	Проектная глубина выгорания, ГВтсут/ти
3	50
3,53	50
3,9	50
4,3	56
4,67	68
4,81	68
4,95	70

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. %
Нуклид	во	в\|	«1	0}	a<	в*	at	6y. %
^!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

Нуклид	Аппроксимационные коэффициенты							6y,%
Нуклид	во	fli	ej	в,	a.	в$	a*	6y,%
^:ePu	1.29289E+00	-S.00548E-01	•6,46364E*02	4Д4389Е-02	-1.06028E-03	1.09578E-05	-4.38402E-08	13,5
^lwRu	-1.1Э237Б+00	3,13961E+OO	2,16964E-01	-6,41183E-03	9,86803E-05	-8.77769E-07	3.35903E-09	23
^,25Sb	-7.14825E-02	2.I2597E-01	4,22471 E-03	-1,20490E-04	1.37078E-06	-6Д3797Е-09	O.OOOOOE+OO	39
’’Sc	-4.53554E-03	1.58491E-01	-4.77401 E-04	-7,24316E-07	1.64824E-08	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	26
^,5,Sm	2.02454E+00	U3243E+00	-8.15233E-02	3.30673E-03	-7.141ЭЗЕ-05	7.72722E-07	-Э.29377Е-09	24
“'"Sn	•2,09319E-03	4,97002E-03	1.22669E-04	• 1.47940E-06	6.57636E09	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	64
^l2*Sn	•1.59722E-01	3.86442E-01	8.08587E-03	-8.17836E-0S	3.52202E-07	0.00000E+00	O.OOOOOE+OO	7.9
^wSr	1.28465E+00	2.21929Е-Ю1	-2,56462E-01	2.67890E-03	-2.19207E-05	9,68423E-08	O.OOOOOE-OO	22
”Tc	-5.076S3E+00	2.81953E+01	-1.04310E-01	-1,53441 E-04	1.73828E-06	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	5
'»-Tc	•9,0902 IE-04	5.41305E-04	2.24639E-04	-8.01975E-06	1.53285E-07	-1.52630E-09	6,11602E-12	7,8
	2.66882E+02	-4,04301 E+OO	1.86577E-02	-3.34355E-05	4.36199E-07	О.ОООООЕ-ЮО	O.OOOOOE+OO	18,1
***u	2,9868 IE-434	-1.13793E+03	1.75082Е-Ю1	-1.32774E-01	4,36091 E-04	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	6.5
	1.47618E+02	2.13062E+02	-4.42500E+00	6.53593E-02	•1.00350E-03	1.04714E-05	•4,52471 E-08	3.2
^IMu	9,69450E+05	-6.14S66E+02	•S.41728E+00	3,43514E-02	-1.13345E-04	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	0Л
**Zr	7.13774E-01	2.56838E+01	-1.74897E-01	1.17738E-03	-3,74178E-06	O.OOOOOE+OO	O.OOOOOE+OO	I

Примечание. Форма записи числа I.23E+5 эинм.кмтн« записи 1,23-10*.

Способы доставки

Оглавление

Этот документ находится в:

Организации:

Способы доставки

Оглавление

Этот документ находится в:

Организации:

ПРИКАЗ

-УЛО^УЛОЭ-ехрС-^О,

У>(0=Уз(0)• ехр(-Д,/)+у2(0) • 4- -ехр(-Л,/)]+

— кц! ,

У>(0=Уз(0)• ехр(-Д,/)+у₂(0) • 4- -ехр(-Л,/)]+