Приложение N 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 "__" _______ 20__ г. N __

РАДИАЦИОННЫЕ И ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ

ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ВОДО-ВОДЯНЫХ

ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000

В таблице N 1 настоящего приложения приведена номенклатура тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000, для которой в таблицах N 2 - 15 настоящего приложения представлены аппроксимационные коэффициенты зависимости концентрации нуклида y (г/тU) от глубины выгорания x (ГВт·сут/тU) отработавшего ядерного топлива на момент останова реактора.

Концентрация нуклида y в отработавшем ядерном топливе с глубиной выгорания x (при x >= 2 ГВт·сут/тU) <1> <2> на момент останова реактора определяется по следующей формуле:

--------------------------------

<1> При x >= 6 ГВт·сут/тU для ²⁴²Pu.

<2> Значения минимальной глубины выгорания для ²⁴³Am, ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm, ²⁴⁵Cm приведены в соответствующих таблицах, содержащих аппроксимационные коэффициенты для данных нуклидов.

, (1)

где , , , , , и - аппроксимационные коэффициенты.

Концентрация нуклидов, за исключением ²³⁴U, ²³⁵U, ²³⁶U, ²³⁷Np, ²³⁸Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴¹Am и ²⁴²Cm, с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:

, (2)

где:

- определенная по формуле (1) концентрация i-го нуклида на момент останова реактора;

- постоянная распада i-го нуклида.

Концентрация нуклидов ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu и ²⁴²Cm с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:

, (3)

где:

, - определенные по формуле (1) концентрации материнских (²⁴⁴Cm, ²⁴⁵Cm и ^242mAm) и дочерних (²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu и ²⁴²Cm) нуклидов на момент останова реактора;

, - постоянные распада материнского и дочернего нуклида, соответственно;

, - атомные массы материнского и дочернего нуклида, соответственно;

- коэффициент ветвления, характеризующий вероятность распада материнского нуклида, приводящего к возникновению дочернего нуклида ( = 0,827 для распада ^242mAm в ²⁴²Cm, = 1 - для остальных нуклидов).

Концентрация нуклидов ²³⁵U, ²³⁶U, ²³⁷Np, ²³⁸Pu и ²⁴¹Am с учетом времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:

, (4)

где:

y₁(0) и y₂(0) - концентрации материнских нуклидов (²⁴³Am и ²³⁹Pu - для ²³⁵U; ²⁴⁴Cm и ²⁴⁰Pu - для ²³⁶U; ²⁴¹Pu и ²⁴¹Am - для ²³⁷Np; ^242mAm и ²⁴²Cm - для ²³⁸Pu; ²⁴⁵Cm и ²⁴¹Pu - для ²⁴¹Am) на момент останова реактора, определенные по формуле (1);

y₃(0) - концентрации дочерних нуклидов (²³⁵U, ²³⁶U, ²³⁷Np, ²³⁸Pu и ²⁴¹Am) на момент останова реактора, определенные по формуле (1);

, , - постоянные распада соответствующих материнских и дочерних нуклидов;

A₁, A₂, A₃ - атомные массы соответствующих материнских и дочерних нуклидов.

Концентрация нуклида ²³⁴U с учетом распада материнских нуклидов ²³⁸U и ²³⁸Pu для времени выдержки t после останова реактора определяется по формуле:

, (5)

где:

- определяется по формуле (3), в которой ²³⁸U - материнский нуклид, а ²³⁴U - дочерний;

- определяется по формуле (4), в которой ²⁴²Cm и ²³⁸Pu - материнские нуклиды, а ²³⁴U - дочерний;

- концентрация ²³⁴U на момент останова реактора;

- постоянная распада ²³⁴U.

Значение удельной активности (в 10¹⁰ Бк/тU) i-го нуклида, содержащегося в отработавшем ядерном топливе для данной глубины выгорания x и времени выдержки t, определяется по формуле:

, (6)

где - переводные коэффициенты, приведенные в столбце 4 таблицы N 1 приложения N 5 настоящего Руководства по безопасности.

Значение парциального тепловыделения (в Вт/тU) за счет i-го нуклида, содержащегося в отработавшем ядерном топливе для данной глубины выгорания x и времени выдержки t, определяется по формуле:

, (7)

где - переводные коэффициенты, приведенные в столбце 5 таблицы N 1 приложения N 5 настоящего Руководства по безопасности.

Значение ядерной концентрации (в 10²¹ ядер/тU) i-го нуклида, содержащегося в отработавшем ядерном топливе для данной глубины выгорания x и времени выдержки t, определяется по формуле:

, (8)

где - переводные коэффициенты, приведенные в столбце 6 таблицы N 1 приложения N 5 настоящего Руководства по безопасности.

В таблицах N 16 - 22 настоящего приложения для указанной в таблице N 1 номенклатуры топлива представлены значения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 в зависимости от глубины выгорания и времени выдержки.