Информационная система

СТАТЬИ   ИНФОРМАЦИОННАЯ СИСТЕМА ПОДДЕРЖКИ ПРИНЯТИЯ РЕГУЛИРУЮЩИХ РЕШЕНИЙ ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО  ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ ВВЭР-440, ВВЭР-1000 И РБМК-1000  

Курындин А. В., Киркин А. М., Строганов А. А., к.ф.-м.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»)

 

  При обосновании безопасности межобъектового транспортирования отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) для каждой конкретной загрузки транспортного упаковочного комплекта (ТУК) необходимо  доказать  соблюдение установленных в НП-053-04 [1] требований безопасности, ограничивающих максимальные значения уровней мощности дозы на поверхности (за защитой) и на определенных расстояниях от поверхностей упаковки и транспортного средства, тепловую нагрузку на ТУК, допустимые потери радиоактивного содержимого из упаковки, эффективный коэффициент размножения нейтронов и т.д. Это требует от специалистов эксплуатирующей организации проведения целого ряда сложных и трудоемких расчетов, реализующих всю цепочку перехода от известных или измеряемых параметров (конструкции ТВС, длины и массы топливного столба, начального обогащения, глубины выгорания, времени выдержки и т. д.) к вышеперечисленным нормируемым, а именно: расчетов пространственного распределения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки (ОТВС) радионуклидного состава ОЯТ, его характеристик, источника нейтронного и гамма-излучения, ослабления излучения в защите ТУК. К тому же, перед специалистами возникает задача поиска точек на его поверхности и за ее пределами (априори неизвестных), в которых достигается нормируемое максимальное значение суммарной мощности дозы излучения.

  Проведение таких расчетов является задачей, хоть и вполне реализуемой при наличии у специалистов достаточных фундаментальных знаний, расчетного инструментария, практических навыков выполнения упомянутых расчетов, но далеко не тривиальной. Накопленный авторами настоящей статьи опыт показывает, что не всегда обоснование безопасности транспортирования ОЯТ с энергоблоков АЭС на заводы регенерации выполняется безошибочно, поскольку даже многократно выверенный алгоритм проведения расчетов не позволяет избежать ошибок, связанных с человеческим фактором [2]. 

  Частично описанную выше проблему позволяет решить действующий в настоящее время отраслевой стандарт ОСТ 95 745-2005 [3]. В нем для ОТВС реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 различной номенклатуры консервативно установлены диапазоны изменения упомянутых измеряемых параметров, при соответствии которым характеристик транспортируемых ОТВС значения нормируемых параметров заведомо будут удовлетворять всем требованиям нормативных документов. Поэтому проведение трудоемких и сложных расчетов конкретных значений этих нормируемых параметров становится ненужным и обоснование безопасности транспортирования партии ОТВС сводится к простой проверке    соответствия измеряемых характеристик загружаемых в ТУК ОТВС требованиям [3].

  Однако консервативность подхода, реализованного в [3], с неизбежностью приводит к тому, что даже среди ТВС «традиционной» номенклатуры всегда найдется несколько, параметры которых выходят за переделы допустимых, установленных отраслевым стандартом, значений. В результате появляется необходимость проведения полного расчетного обоснования безопасности транспортирования ТУК, в составе которых требовалось разместить хотя бы одну такую ОТВС (наряду с ОТВС, удовлетворяющими требованиям [3]). Частота подобных ситуаций год от года увеличивается, и перед специалистами Федеральной службы по экологическому, техническому и атомному надзору постоянно возникает задача оценивать достаточность представленных эксплуатирующей организацией полных расчетных обоснований безопасности.

  Интенсивный переход существующих энергоблоков реакторов типа ВВЭР на новые топливные циклы сопровождается, прежде всего, увеличением начального обогащения и глубины выгорания ядерного топлива [4]. При этом характеристики транспортируемых ОТВС не только приближаются к максимально допустимым отраслевым стандартом значениям, но и зачастую превышают их, что вызовет в ближайшем будущем необходимость проведения полного расчетного обоснования безопасности транспортирования практически каждой партии ОТВС. 

  Кроме того, в настоящее время сложилась критическая ситуация и на АЭС с реакторами типа РБМК-1000, связанная с обращением с ОЯТ: не подлежащее переработке ОЯТ хранится на площадках атомных станций в «мокрых» хранилищах – бассейнах выдержки (БВ). В ближайшем будущем начнется осуществление межобьектового транспортирования ОЯТ реакторов РБМК-1000 в сухое хранилище горно-химического комбината (ГХК) в металлобетонных контейнерах ТУК-109 [5]. Внедрение технологии хранения и транспортирования ОЯТ РБМК-1000 в металлобетонных контейнерах также потребует осуществления контроля со стороны регулирующего органа за обеспечением ядерной и радиационной безопасности, в частности проведения экспертизы представляемых обоснований безопасности. 

  С учетом  изложенного выше ясно, что появление в этих обоснованиях  ошибок, связанных с человеческим фактором [2], становится неизбежностью.  Если речь идет о тривиальных «просчетах», то при наличии достаточной квалификации технических специалистов регулирующего органа они относительно легко выявляются в процессе выполнения экспертизы обоснования безопасности, которое может быть своевременно отправлено Заявителю на соответствующую доработку. Значительно более серьезная ситуация складывается при обнаружении в обосновании безопасности критических (ставящих под сомнение собственно положительный вывод этого обоснования) ошибок, оценка значимости которых требует выполнения трудоемких и громоздких численных расчетов. К таким ошибкам относятся, прежде всего, упомянутые выше ошибки в определении расположения точек в пространстве вокруг ТУК, в которых достигается нормируемое максимальное значение суммарной мощности дозы излучения.

  Эксперт – специалист в ядерной физике и теории переноса излучений, знающий физические закономерности формирования полей излучения в средах с учетом неоднородностей в защите, «прострелов» излучения, термализации нейтронного потока, генерации источников вторичного гамма-излучения за счет радиационного захвата и неупругого рассеяния нейтронов, на основании качественного анализа обязан выявить все недостатки в представленном на экспертизу обосновании, при которых возможно невыполнение установленных в [1] критериев радиационной безопасности. Для регулирующего органа в такой ситуации простым и формально правильным консервативным решением является отказ в положительной оценке представленного на экспертизу обоснования безопасности и возвращение его на доработку. Достаточной причиной такого отказа являются достоверно выявленные недостатки или неполнота этого обоснования, при этом специалисты регулирующего органа не обязаны прямо подтверждать собственными («альтернативными» [2]) расчетами нарушение установленных требований безопасности.

  Однако эксперты могут и сами провести альтернативные расчеты, результаты которых, во-первых, подтвердят или опровергнут предположение о наличии критической ошибки в обосновании, а во-вторых, дадут прямой ответ на вопрос о выполнении или невыполнении установленных в [1] критериев безопасности. Но на выполнение таких альтернативных расчетов может потребоваться от нескольких дней до нескольких недель, что не всегда возможно ввиду, как правило, сжатых сроков проведения экспертизы. Те же проблемы возникнут и у эксплуатирующей организации при доработке обоснования безопасности, а в случае, если его расчеты подтвердят, что из-за наличия критической ошибки предложенный вариант загрузки ТУК в отправляемой партии ОТВС действительно не удовлетворяет установленным требованиям безопасности, эти проблемы будут усугублены необходимостью подготовить более оптимальный вариант и выполнить для него новое расчетное обоснование безопасности. Не следует забывать и того, что простое «распараллеливание» полного объема необходимых расчетов между разными группами исполнителей не всегда возможно хотя бы потому, что выполнение их должно проводиться с использованием легитимно полученных программных средств.

  Необходимо отметить, что связанная с требуемой доработкой обоснования безопасности задержка по времени принятия решения регулирующим органом может привести к соответствующей задержке начала выполнения транспортирования ОЯТ. Но если для любых иных видов деятельности в области использования атомной энергии (не транспортирование ОЯТ) эта обоснованная задержка, как правило, объективно приемлема, то для АЭС и предприятия, осуществляющего транспортирование ОЯТ, она создает очень большие проблемы (в ряде случаев и для безопасности АЭС). Задержка освобождения приреакторных хранилищ ОЯТ от ОТВС, запланированных к транспортированию, во многих случаях  влечет за собой задержку начала выгрузки очередной партии ОТВС из активной зоны остановленной реакторной установки в БВ, иногда – задержку начала новой кампании энергоблока. Эти проблемы для АЭС могут быть усугублены еще и финансовыми потерями.

  Поэтому к началу 2009 г. ответственным подразделением Ростехнадзора перед специалистами ФБУ «НТЦ ЯРБ» была поставлена задача разработать такую информационную систему поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000, которая позволяла бы максимально быстро, уже на первом этапе проведения экспертизы соответствующих обоснований безопасности, выявить все критические ошибки в расчетах, приводящие к нарушению требований безопасности, и своевременно принимать решение о необходимости доработки обоснований. Информационная система должна обладать следующими характеристиками:

а) лицензионной чистотой (т. е. при работе с ней не требуется использование какого-либо лицензируемого отдельно программного обеспечения);

б) гарантированной возможностью определения критических (максимальных) значений нормируемых параметров по заданному набору только измеряемых параметров (без выполнения пользователем дополнительных методических исследований);

в) возможностью автоматизированного сравнения значений всех нормируемых параметров с установленными в нормативных документах критериями безопасности;

г) простым и удобным интерфейсом, понятным специалисту без углубленного специального образования и большого практического опыта.

  Такая постановка задачи предопределила концепцию информационной системы: для каждого из рассматриваемых ТУК она должна представлять собой сочетание библиотек результатов систематических расчетов значений нормируемых параметров для элементарных наборов измеряемых параметров, позволяющих получать значения нормируемых параметров для любого возможного сочетания измеряемых параметров, и оригинального программного обеспечения, необходимого для выполнения вышеупомянутого пересчета из данных библиотек результатов систематических расчетов (сверток, аппроксимаций и т. д.).

  В итоге, пользователь информационной системы будет применять не отдельное лицензионное программное обеспечение, а готовые результаты расчетов, выполненные единожды разработчиками системы, имеющими соответствующие разрешения/лицензии на его использование, и лицензионно чистое дополнительное программное обеспечение, созданное в рамках разработки этой системы.

  Для самой сложной из задач – задачи расчета дозовых полей за защитой ТУК в разработанной информационной системе был применен метод, использующий предварительно рассчитанные функции Грина. Данный метод основан на свойстве линейности уравнения переноса относительно независимого источника и позволяет получать (для фиксированных геометрии и материального состава защитных композиций) значение мощности дозы от произвольного источника за защитой путем свертки качественного, т. е. по типу излучения (нейтронное и вторичное гамма-излучение, первичное гамма-излучение), пространственного и энергетического распределения этого источника с функцией Грина, определяемой вкладами в мощность дозы от единичных элементарных моноэнергетических источников каждого типа в каждом элементе фазового пространства (внутри топливной части ТУК):

, 

где  – мощность дозы в точке  за защитой ТУК;

– величина источника в конечном элементе фазового пространства ;

– функция Грина элемента фазового пространства ;

N – полное количество дискретных элементарных областей , аппроксимирующих (в выбранном приближении) непрерывное множество фазового пространства.

 Таким образом, один раз разделив объем, занимаемый ОТВС в ТУК, на пространственные зоны и определив (в результате серии систематических расчетов, требующих существенных временных затрат) вклады в пространственное распределение мощности дозы от единичных (нормированных на одну частицу) источников нейтронного и гамма-излучения для каждой из зон, можно в дальнейшем определять мощность дозы за защитой ТУК для любой конкретной загрузки с помощью только простых арифметических операций (сложения и умножения). 

  Одновременно данный подход (использование набора функций Грина) позволяет корректно учесть неодномодальность распределения полей излучения за защитой ТУК, поскольку при расчете функции Грина для каждой конкретной области фазового пространства определение точек за защитой ТУК, в которых вклад в мощность дозы достигает максимума, не представляет никакого труда, а полная база данных функций Грина для конкретной защитной композиции     (ТУК-13, ТУК-6 или ТУК-109) формируется для объединения множеств точек за защитой ТУК для всех функций Грина. 

 Так, при расчетах набора функций Грина для ОТВС реакторов ВВЭР-1000, загруженных в ТУК-13, было установлено, что поле излучения за защитой ТУК-13 (рис. 1) характеризуется несколькими локальными максимумами, причем напротив активной части ОТВС доза за защитой ТУК-13 обусловлена вторичным гамма-излучением, а в районах утоньшения нейтронной защиты ТУК-13 сверху и снизу – нейтронным излучением.

Рис.1. Характерное распределение мощности дозы на боковой поверхности ТУК-13

 Похожие особенности были установлены и для ОЯТ реакторов ВВЭР-440, транспортируемого в ТУК-6 (рис. 2). Напротив активной части ОТВС мощность дозы за защитой ТУК-6 обусловлена нейтронным и гамма-излучением самого ОЯТ, а в районе утоньшения защиты вверху ТУК-6 мощность дозы почти полностью обусловлена гамма-излучением активированных конструкционных элементов ОТВС.

Рис. 2. Характерное распределение мощности дозы на боковой поверхности ТУК-6

 Что касается ТУК-109, предназначенного для транспортирования ОЯТ реакторов РБМК-1000, то было достоверно установлено, что выраженной неоднородности излучения на его боковой поверхности нет. Однако, ввиду того, что конструкция ТУК-109 представляет собой бетонный стакан со стальной крышкой, поле излучения на боковой поверхности будет обусловлено, в основном, гамма-излучением ОЯТ, а со стороны крышки – нейтронным излучением [6].

 Таким образом, по результатам расчетов полного набора функций Грина, сформировывалось представительное множество детекторов, расположенных вокруг ТУК на всех нормируемых расстояниях от его поверхности, что позволило учесть все возможные особенности пространственного распределения дозовых полей за защитой ТУК для каждой конкретной загрузки, для которой пользователь автоматически получал расположение всех локальных максимумов этих полей. На рис.3 в качестве примера представлено итоговое распределение детекторов вокруг ТУК-6.

 Необходимая для формирования библиотек информационной системы точность была обеспечена использованием для расчета переноса излучения прецезеонных программ Monaco [7] и Maverik [8], входящих в состав программного комплекса SCALE 6 [9] и реализующих метод «Монте-Карло».

Рис.3. Расположение детекторов вокруг ТУК-6

 Для оценки параметров ядерной безопасности в разработанной информационной системе была принята аппроксимация заранее рассчитанных значений эффективных коэффициентов размножения нейтронов, которые определялись с использованием подхода «Burnup credit» уровня «Только актиниды» [10, 11]. При использовании данного подхода в расчетах учитывалось изменение нуклидного состава следующих актинидов: U²³⁴, U²³⁵, U²³⁶, U²³⁸, Pu²³⁸, Pu²³⁹, Pu²⁴⁰, Pu²⁴¹ и Pu²⁴². Перечисленных нуклидов достаточно для определения размножающих свойств ОЯТ, а их концентрации с хорошей точностью определяются с помощью существующих программных средств. Для расчетов библиотек значений эффективного коэффициента размножения нейтронов использовались реализующие метод «Монте-Карло» модуль KENO-VI [12] программного комплекса SCALE 6 [9] и программа PSG2/SERPENT  [13].

 Оценки остаточного тепловыделения и потери радиоактивного содержимого в информационной системе реализованы с использованием заранее рассчитанных аппроксимационных зависимостей концентраций значимых нуклидов в широком диапазоне характеристик топлива. Для расчета концентраций нуклидов, необходимых для оценки ядерной и радиационной безопасности, потерь радиоактивного содержимого и остаточного тепловыделения ОЯТ, использовалось программное средство ORIGEN-ARP [14], являющееся блоком программного комплекса SCALE 6 [9].

 Кроме перечисленных выше технических решений, преимуществом разработанной информационной системы является наличие интуитивно понятного для пользователя интерфейса. Это демонстрирует как общий вид интерфейса разработанных авторами в рамках Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» блоков компьютерной системы информационной поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000 (рис. 4), так и  представленное на рис. 5 в качестве примера окно задания параметров ОТВС ВВЭР-440 при их транспортировании в ТУК-6.

 Верификация математических моделей, систем констант, принятых расчетных приближений, использованных при получении систематической расчетной информации, включенной в базы данных разработанной информационной системы, была выполнена сравнением результатов расчетов с результатами           бенчмарк-экспериментов, проведенных Окриджской Национальной Лабораторией [15], с которыми первые  хорошо согласуются. Интегральная верификация разработанной информационной системы проведена путем сопоставления полученных с ее помощью результатов с результатами ряда расчетных обоснований безопасности транспортирования ОЯТ [16]. Во всех случаях значения, полученные с помощью разработанной информационной системы, консервативно, но не значительно, завышают значения, полученные в рамках работы [16].

 

 

Рис.4. Главный интерфейс информационной системы поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ

Рис.5. Задание параметров ОЯТ в ТУК-6

 В заключение необходимо отметить, что созданная информационная система, обеспечивающая автоматизированные оценки характеристик ядерной и радиационной безопасности при транспортировании ОЯТ реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000 с АЭС на предприятия ядерного топливного цикла, предоставляет возможность определения с минимальными временными затратами (методом перебора различных вариантов) оптимальной загрузки ТУК (или партии из нескольких ТУК) с точки зрения распределения дозовых полей за защитой. К тому же, при создании системы практически реализованы принципы, подходы и методы, которые, при необходимости, можно будет использовать для решения аналогичных задач для других типов транспортных контейнеров (например при транспортировании ОЯТ исследовательских реакторов или перспективных контейнеров для ОЯТ реакторов ВВЭР таких, как ТУК-140).

 

1. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов. НП-053-04. Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2004.

2. Курындин А.В., Строганов А.А., Курындина Л.А.  О транспортировании отработавшего ядерного топлива реакторов типа ВВЭР/Ядерная и радиационная безопасность. № 2(52). 2009.

3. Отработавшие тепловыделяющие сборки ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР: Общие требования к поставке на заводы регенерации. Стандарт отрасли/ОСТ 95 745-2005. ВНИПИЭТ. 2005.

4. Рыжов А.В., Мохов В.А., Васильченко И.Н., Кушманов С.А., Куракин К.Ю., Медведев В.С. Опыт эксплуатации новых топливных сборок и перспективы развития топливных циклов для АЭС с ВВЭР//Седьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». 2010.

5. Транспортный упаковочный комплект ТУК-109 с отработавшим ядерным топливом реакторов РБМК-1000. Сертификат-разрешение на конструкцию упаковки. RUS/0103/B(U)F-96 (Rev.2).

6.      Киркин А.М., Курындин А.В., Курындина Л.А., Строганов А.А. Особенности формирования полей излучения за защитой УКХ-109, влияющие на радиационную безопасность временного хранения ОЯТ на площадках АЭС/Ядерная и радиационная безопасность России. Выпуск  8. 2010.

7.      MONACO: a fixed-source, multi-group Monte Carlo transport code for shielding applications, D.E. Peplow, ORNL/TM-2005/39, vol. II, 2009.

8.      MAVRIC: MONACO with automatic variance reduction using importance calculations, D.E. Peplow, ORNL/TM-2005/39, vol. I, 2009.

9.      SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluations: NUREG/CR-0200, Rev. 7 (ORNL/NUREG/CSD-2/R7), Vols. I, II, III.

10.    Аникин А.Ю., Курындин А.В., Курындина Л.А., Строганов А.А.  Мировой опыт использования подходов, учитывающих выгорание ядерного топлива при обосновании ядерной безопасности обращения с ОЯТ/ Ядерная и радиационная безопасность. № 3(53). 2009.

11.    Аникин А.Ю. А.В. Курындин, А.А. Строганов. Подход «Burnup credit»: особенности и мировой опыт использования при обосновании ядерной безопасности обращения с ОЯТ/Ядерная и радиационная безопасность России.  Выпуск 7. 2010.

12.    Hollenbach D.F. KENO-VI: A GENERAL QUADRATIC VERSION OF THE KENO PROGRAM/ D.F. Hollenbach, L.M. Petrie, S. Golouglu, N.F. Landers, M.E.Dunn.  ORNL/TM-2005/39 version 6. Vol. II. 2009.

13.    Jaakko Lepp-nen-PSG2 / Serpent – a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code // User’s Manual / September 5, 2011.

14.    Gauld I.C. ORIGEN-ARP: AUTOMATIC RAPID PROCESSING FOR SPENT FUEL DEPLETION, DECAY, AND SOURCE TERM ANALYSIS/ I.C. Gauld, O. W. Hermann, R. M. Westfall. – ORNL/TM-2005/39. Vol. I. 2009.

15.    Wiarda D. Development and Testing of ENDF/B-VI.8 and ENDF/B-VII.0 Coupled Neutron-Gamma Libraries for SCALE 6/ D. Wiarda, M.E. Dunn, D.E. Peplow, T.M. Miller, H.Akkurt. – ORNL/TM-2008/047. 2009.