Scientific and Technical Council

05.11.2015

Решение Научно-технического совета ФБУ «НТЦ ЯРБ»

<h3>Повестка</h3>

<ol>
    <li>Расчетное моделирование ввода большой реактивности в реакторах ВВЭР (по материалам кандидатской диссертации С.А. Шевченко).
    
    <li>Обеспечение ядерной и радиационной безопасности судов и других плавсредств с ядерными реакторами и радиационными источниками.
    
    <li>Выдвижение А.В. Курындина на соискание премии Правительства Москвы молодым ученым.
    
    <li>О результатах НИОКР по теме «Выполнение исследований в обоснование взрывопожаробезопасности технологических процессов опытно-демонстрационного центра на ФГУП ФЯО «ГХК»» (ТЗ  ФГУПФЯО «ГХК» по договору от 19 августа 2015г. № ДНП 4-1141/2015).
    </ol>
    
<h3>По первому вопросу</h3>


<p>Заслушав и обсудив доклад по материалам кандидатской диссертации
зам. начальника ООПЭ С.А. Шевченко, заключения рецензентов к.ф.-м.н.
С.М. Зарицкого (НИЦ «Курчатовский институт») и к.ф.-м.н. Н.Н. Хренникова, отзыв научного руководителя к.ф.-м.н. А.И. Попыкина, письменный отзыв
д.ф.-м.н. О.М. Ковалевича, а также выступления, предложения и замечания д.т.н. Б.Г. Гордона, д.т.н. О.Ю. Кавуна, к.т.н. С.Н. Богдана, к.ф.-м.н. А.А. Строганова, к.т.н. Н.Л. Харитоновой, Д.Н. Полякова, к.т.н. Р.Б. Шарафутдинова,

<h3>НТС отмечает</h3>


<p>Диссертация С.А. Шевченко «Расчетное моделирование ввода большой отрицательной реактивности в реакторах ВВЭР» выполнена в отделе организации и проведения экспертизы Федерального бюджетного учреждения «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности» (ФБУ «НТЦ ЯРБ»). По итогам обсуждения диссертации принято ниже следующее заключение.
<p>Актуальность работы обусловлена тем, что понятие реактивности является одним из основных в физике, методах расчета и обосновании безопасности ядерных реакторов. В соответствии с требованиями действующих федеральных норм и правил в области использования атомной энергии результаты выполненных в процессе проектирования расчетов эффективности аварийной защиты и других связанных с реактивностью характеристик активной зоны реакторной установки, должны быть подтверждены путем измерений этих характеристик, выполняемых на минимально контролируемом уровне мощности во время физического пуска реакторной установки (п.п. 3.1.1, 3.1.3 и 3.1.10 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», НП-082-07).
<p>Сопоставление измеренных и рассчитанных характеристик реактора, определяемых через реактивность, необходимость которого вытекает из указанных требований НП-082-07, является неотъемлемой частью обоснования безопасности АЭС. Убедиться в корректности проведения таких сопоставлений – важная задача органа регулирования безопасности при использовании атомной энергии (Ростехнадзора).
<p>При определении эффективности аварийной защиты и групп органов регулирования системы управления и защиты методом сброса стержней на АЭС с ВВЭР, измерение реактивности осуществляется с помощью ионизационных камер, расположенных за пределами активной зоны в бетоне биологической защиты РУ, сигнал которых обрабатывается реактиметром с использованием обращенного решения уравнения кинетики. Таким образом, измерение величины реактивности на самом деле осуществляется определением этой величины расчетно-экспериментальным путем. Поэтому исследование расчетного моделирования измерения реактивности и подходов по сопоставлению этих расчетов с результатами измерений, являются важными задачами, как регулирования, так и обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР.
<p>Диссертация посвящена развитию и разработке методов расчетного моделирования ввода больших отрицательных реактивностей в эксплуатируемых реакторах ВВЭР-1000 и верификации соответствующих алгоритмов расчетов, и поэтому, является актуальной.
<p>Основной целью работы явилось создание методики расчетного моделирования измерений реактивности, выполняемых на реакторах ВВЭР-1000, для повышения качества экспертизы обоснования безопасности АЭС с ВВЭР и аттестации соответствующих программных средств. Для достижения указанной цели были решены следующие задачи:
    <ul><li>разработана расчетная модель РУ ВВЭР-1000, включая разработку и программную реализацию методики расчета нейтронно-физических характеристик ТВС (библиотек констант) и моделирования измерений на МКУ;
<li>проведена верификация разработанной расчетной модели РУ ВВЭР-1000;
<li>разработана методика расчетного моделирования показаний ИК, размещаемых в бетоне биологической защиты РУ, в том числе методика расчетного моделирования показаний реактиметра.
    </ul>
<p>Научная новизна работы состоит в том, что
<ul><li>разработана и реализована оригинальная методика расчета потока нейтронов в месте расположения ионизационных камер;
<li>впервые верифицирована последовательная методика расчетного моделирования измерения больших отрицательных реактивностей в реакторах ВВЭР, разработанная в ФБУ «НТЦ ЯРБ»;
<li>разработана и верифицирована новая методика расчета двухгрупповых констант ТВС для современных топливных циклов реакторов ВВЭР;
<li>исследованы и впервые системно изложены основные особенности ввода больших реактивностей в реактор ВВЭР с точки зрения влияния на формируемый сигнал ионизационных камер.
</ul>
<p>Научная и практическая значимость работы определяется использованием результатов проведенных расчетно-аналитических исследований в рамках процедуры аттестации программных средств, используемых при обосновании безопасности АЭС с ВВЭР, выполняемой специалистами ФБУ «НТЦ ЯРБ» по поручению Ростехнадзора. Кроме того результаты настоящей работы учитывались при разработке следующих руководств по безопасности при использовании атомной энергии:
<ul><li>Положение о рекомендациях по сопоставлению рассчитанной и измеренной реактивности при обосновании ядерной безопасности реакторных установок с ВВЭР (РБ-074-12), утверждено приказом Ростехнадзора от 24.04.2012 № 264;
<li>Положение о проведении верификации и экспертизы программных средств по направлению «Нейтронно-физические расчеты» (РБ-061-11), утверждено приказом Ростехнадзора от 06.05.2011 № 228.
</ul>
<p>Достоверность представленных в диссертации результатов подтверждена:
<ul><li>верификацией методики расчета библиотек нейтронно-физических характеристик ТВС (двухгрупповых констант) активных зон РУ с ВВЭР-1000, выполненной путем сравнения с результатами эксплуатационных измерений, а также с результатами независимых расчетов, выполненных с помощью других ПС (кросс-верификация);
<li>сопоставлением значений реактивности и тока ИК, полученных в результате расчетного моделирования измерений, с результатами измерений, выполненных на действующих энергоблоках РУ с ВВЭР-1000, а также с результатами независимых расчетов по другим программам;
<li>использованием общих положений теории реакторов для нестационарных моделей с учетом и без учета запаздывающих нейтронов.
</ul>
<p>Основные положения, выносимые на защиту:
<ul>
    <li>расчет функций (коэффициентов) влияния активной зоны для определения тока ИК при вводе больших реактивностей;
    
    <li>методика расчетного моделирования измерения реактивности в реакторах ВВЭР-1000, соответствующая положениям РБ-074-12;
    
    <li>методика и результаты расчета двухгрупповых нейтронно-физических характеристик (библиотек констант) ТВС, используемых в современных топливных циклах реакторов ВВЭР-1000.
</ul>
<p>По теме диссертации опубликовано 19 работ в научных журналах и сборниках трудов международных и российских конференций и семинаров, в том числе 4 статьи в рецензируемых журналах, рекомендованных ВАК РФ:
    <ol>
        <li>В.А. Терешонок, Л.В. Кряквин, В.А. Питилимов, В.С. Степанов (все АО «ВНИИАЭС»), О.Ю. Кавун, А.И. Попыкин, Р.А. Шевченко, С.А. Шевченко (все ФБУ «НТЦ ЯРБ»), А.Л. Егоров (НИЦ «Курчатовский институт»), В.И. Куликов (АО «Атомпроект»), «Сопоставление измеренного и рассчитанного токов ионизационной камеры при измерении эффективности аварийной защиты на этапе физпуска энергоблока № 3 Калининской АЭС», Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. Выпуск 3, Москва, 2010, стр. 37 – 42;
    
    <li>О.Ю. Кавун, А.И. Попыкин, Р.А. Шевченко, С.А. Шевченко, «Сопоставление измеренной и рассчитанной реактивности при измерении эффективности аварийной защиты на этапе физического пуска энергоблока № 3 калининской АЭС», Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. Выпуск 2. Москва, 2011, стр. 16 – 23;
    
    <li>В.А. Терешонок, Л.В. Кряквин, В.С. Степанов (все АО «ВНИИАЭС»), О.Ю. Кавун, А.И. Попыкин, Р.А. Шевченко, С.А. Шевченко (все ФБУ «НТЦ ЯРБ»), «Расчетное моделирование режима с отключением двух из четырех работающих ГЦН на номинальной мощности блока № 3 Калининской АЭС», Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. Выпуск 3. Москва, 2010, стр. 25 – 36;
    
    <li>А.И. Попыкин, О.Ю. Кавун, Р.А. Шевченко, С.А. Шевченко.
«О расчетном моделировании измерения реактивности», Ядерная физика и инжиниринг, том 3, № 1, Москва, 2012, стр. 8 – 19.
<p>В указанных наиболее значимых работах лично Шевченко С.А. был внесен следующий вклад.
<p>В работе № 1 представлены результаты сравнения величины тока ионизационной камеры, измеренного при определении эффективности аварийной защиты при физическом пуске реактора ВВЭР-1000 энергоблока № 3 Калининской АЭС, с соответствующей величиной, полученной С.А. Шевченко расчетным моделированием измерения, выполненным с использованием ПС «РАДУГА-7.5». При проведении расчетов учитывалось различное влияние ТВС активной зоны в формирование потока нейтронов в месте расположения ИК. Показано, что наибольшее влияние имеют ТВС, расположенные в крайнем ряду активной зоны.
<p>В работе № 2 приводятся результаты сравнения рассчитанных С.А. Шевченко эффективностей аварийной защиты (в стационарном и нестационарном приближении) с экспериментальными данными, полученными при измерении эффективности аварийной защиты в процессе физического пуска энергоблока № 3 Калининской АЭС. На основании анализа полученных результатов даются рекомендации для сопоставления измеренной и рассчитанной реактивности.
<p>В работе № 3 приводится сопоставление результатов выполненных
С.А. Шевченко расчетов переходного режима, обусловленного одновременным отключением двух главных циркуляционных насосов  энергоблока № 3 Калининской АЭС с результатами измерений. Указанные результаты использовались для верификации расчетной модели ВВЭР-1000, разработанной диссертантом.
<p>В работе № 4 на конкретном примере различных определений реактивности С.А.Шевченко показано применение общих результатов математической теории реакторов, разработанной С.Б. Шиховым. Получено, что при определении эффективности аварийной защиты с помощью реактиметра, сигнал на который поступает от ионизационной камеры, расположенной вне активной зоны РУ сопровождаться значительным объемом вычислений, требующих при анализе безопасности АЭС с ВВЭР оценки корректности рассчитанных и измеренных величин.
<p>Апробация работы. Основные положения работы докладывались и обсуждались на следующих научных семинарах и конференциях:
<ul><li>Межведомственный семинар «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника)»;
<li>Международная конференция «Физика реакторов (Physor)»;
<li>Семинар по развитию методов расчетов и моделирования в области реакторной физики GRS, Германия;
<li>Региональные рабочие группы МАГАТЭ.</ul>
<p>Рассмотренная диссертация «Расчетное моделирование ввода большой отрицательной реактивности в реакторах ВВЭР» Шевченко Сергея Александровича является законченной научно-исследовательской работой, удовлетворяет требованиям ВАК, предъявляемым к кандидатским диссертациям, и соответствует специальности 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации». Шевченко Сергей Александрович заслуживает присуждения ученой степени кандидата технических наук.
    
    <h3>НТС решает</h3>
    
    
<p>Рекомендовать утвердить заключение ФБУ «НТЦ ЯРБ» на диссертационную работу Шевченко Сергея Александровича «Расчетное моделирование ввода большой реактивности в реакторах ВВЭР», представленную на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации».


<h3>По второму вопросу</h3>


<p>Заслушав доклад начальника лаборатории аварийных режимов ОБТТЯУ Д.А. Каменского, а также выступления в дискуссии,
    
    <h3>НТС отмечает</h3>
    
    
<p>Под государственным надзором Ростехнадзора находятся 10 атомных судов и 5 судов атомно-технологического обслуживания (далее <li>суда АТО) ФГУП «Атомфлот» Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» и плавучий энергоблок «Дирекции по сооружению и эксплуатации плавучих атомных теплоэлектростанций» концерна «Росэнергоатом» Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом».
<p>На поднадзорных объектах использования атомной энергии аварий в 2014, как и в 2013 году не было.
<p>На атомных судах ФГУП «Атомфлот» в 2014 году зарегистрировано 24 нарушения в работе ЯЭУ (в 2013 году <li>9) по классификации Положения о порядке расследования и учёта нарушений судов с ядерными установками и радиационными источниками (НП-088-11).
<p>В 2014 году причинами нарушений явились:
<ul><li>течи трубных систем парогенераторов <li>19;
<li>неисправности электромеханического оборудования <li>4;
<li>разгерметизация контура «Б» хранилища ОЯТ птб «Лепсе» (12.12.2014г.).
</ul>
<p>Течь трубных систем парогенераторов (в том числе до выработки установленного ресурса) является наиболее часто повторяющимся эксплуатационным происшествием при эксплуатации ЯЭУ атомных судов.
<p>Коренные причины выхода из строя трубных систем парогенераторов эксплуатирующей и проектной организацией на настоящее время не определены. Ведётся поиск причин появления трещин в трубных системах парогенераторов с участием материаловедческих и других проектно-конструкторских организаций.
<p>Также предметом особого внимания Ростехнадзора является хранение ОЯТ на птб «Лепсе». Вследствие длительного хранения часть ядерного топлива, находящегося в баках хранилища птб «Лепсе», классифицируется как дефектное или аварийное.
<p>На основе анализа информации отчётов о нарушениях в работе ЯЭУ судов и других плавсредств с РУ и РИ ОБТТЯУ подготовлены и направлены в Управление по регулированию безопасности объектов ядерного топливного цикла, ядерных энергетических установок судов и радиационно-опасных объектов Ростехнадзора предложения по регулирующим воздействиям.
<p>В настоящее время ОБТТЯУ разработаны, прошли необходимые согласования и находятся в стадии подготовки к утверждению следующие проекты нормативных документов:
<ul><li>ФНП «Общие положения безопасности транспортных и транспор-табельных ядерных установок» (НП-022-ХХ):
<li>ФНП «Требования к отчету по обоснованию безопасности судов и других плавсредств с ядерными реакторами» (НП-023-ХХ);
<li> ФНП «Правила ядерной безопасности транспортных и транспор-табельных ядерных установок» (НП-029-ХХ);
<li>ФНП«Требования к планированию мероприятий по действиям и защите  работников (персонала) при радиационных авариях на судах и других плавсредствах с ЯР» (НП-079-ХХ).
</ul>
<p>Разработано и утверждено приказом Федеральной службы по экологическому технологическому и атомному надзору от 15.09.2015 № 359
РБ «Рекомендации по составу и содержанию отчета по обоснованию безопасности при выводе из эксплуатации судов и иных плавсредств с ядерными реакторами и судов атомно-технологического обслуживания.

<h3>НТС решает</h3>

<ol>
    
    <li>Принять к сведению информацию по докладу.
    
    <li>Рекомендовать ОБТТЯУ в своей деятельности акцентировать внимание на анализе информации по течам парогенераторов атомных ледоколов.
    
    <li>Продолжить работы по развитию и совершенствованию нормативной базы для судов и иных плавсредств с ядерными реакторами и судов атомно-технологического обслуживания.
    </ol>

<h3>По третьему вопросу</h3>


<p>Обсудив кандидатуру начальника отдела общих проблем ядерной и радиационной безопасности Курындина Антона Владимировича на его выдвижение на соискание премии Правительства Москвы молодым ученым с работой «Информационная система поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000»,
    
    <h3>НТС отмечает</h3>
    
    
<p>В рамках работы «Информационная система поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000» выполнено создание специального программного средства (ПС) для получения оценок нормируемых показателей безопасности транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реакторов типа ВВЭР и пучков твэл ОТВС реакторов типа РБМК при произвольных значениях известных и/или измеряемых характеристик ОТВС для любых вариантов их размещения в существующих транспортных упаковочных комплектах ТУК-6, ТУК-13 и ТУК-109.
<p>Разработанное автором ПС поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с АЭС на предприятия ядерного топливного цикла позволяет специалистам Ростехнадзора эффективно выполнять оценки достаточности представленных эксплуатирующей организацией расчетных обоснований безопасности транспортирования ОЯТ и при этом практически исключает возможность появления ошибок, связанных с человеческим фактором. ПС, обеспечивая максимально точные автоматизированные оценки нормируемых показателей ядерной и радиационной безопасности транспортирования ОЯТ, позволяет с минимальными временными затратами определять оптимальное размещение ОТВС в ТУК.
    
    <h3>НТС решает</h3>
    
    
<p>Выдвинуть кандидатуру Курындина А.В. на соискание премии Правительства Москвы молодым ученым с работой «Информационная система поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000»


<h3>По четвертому вопросу</h3>


<p>Заслушав сообщение начальника лаборатории ОБ ПТЦ А.В. Родина, а также выступления в дискуссии,
    
    <h3>НТС отмечает</h3>
    
    
<p>В результате проведенного исследования в соответствии с целью НИОКР выполнена оценка взрывопожаробезопасности технологических процессов опытно-демонстрационного центра по переработке отработавшего ядерного топлива на основе инновационных технологий на ФГУП ФЯО «ГХК».
    
    <h3>НТС решает</h3>
    
    
<p>Считать, что результаты выполненных исследований, представленные в отчете на выполнение НИОКР по теме «Выполнение исследований в обоснование взрывопожаробезопасности технологических процессов опытно-демонстрационного центра на ФГУП ФЯО «ГХК»     № ДНП 4-1141/2015 соответствует требованиям технического задания на выполнение НИОКР.

<p>Заместитель председателя: Р.Б. Шарафутдинов;
<br>Ученый секретарь: А.А. Афанасьев.