ДЕРЖАВНА АДМІНІСТРАЦІЯ ЯДЕРНОГО РЕГУЛЮВАННЯ УКРАЇНИ
ЗАТВЕРДЖЕНО |
Чинний від 04.10.99 р.
1.1 Дана Методика поширюється на діяльність з організації та виконання експертизи (технічної оцінки) обгрунтувань ядерної безпеки щодо аспектів критичності, що подаються на розгляд Державній адміністрації ядерного регулювання України в рамках ліцензійного процесу при реалізації Плану здійснення заходів на об'єкті "Укриття" (надалі - документів ПЗЗ).
1.2 Дана Методика призначена для використання Державною адміністрацією ядерного регулювання України (надалі - Адміністрація) та Державним науково-технічним центром з ядерної та радіаційної безпеки Мінекобезпеки України (надалі - ДНТЦ ЯРБ) при організації та проведенні експертизи (технічної оцінки) обгрунтувань ядерної безпеки.
1.3 Дана Методика встановлює:
- перелік питань з безпеки, які експерти мають розглянути при аналізі документу ПЗЗ, та послідовність їх розгляду;
- критерії оцінки, якими мають керуватися експерти при розгляді кожного питання з безпеки.
1.4 Дана Методика може, за необхідності, доповнюватися узгодженими Адміністрацією Додатками, в яких для найбільш важливих питань з безпеки рекомендовані процедури аналізу документів ПЗЗ на відповідність критеріям оцінки.
1.5 При виконанні експертизи (технічної оцінки) конкретного документа ПЗЗ експерти визначають питання з обгрунтувань ядерної безпеки, які мають бути проаналізовані, та їх пріоритетність. При цьому експерти користуються:
- переліком питань, що наведені в даній Методиці;
- вимогами Технічного завдання на виконання експертизи (технічної оцінки) документа ПЗЗ;
- відомостями про призначення та область застосування документа ПЗЗ.
1.6 На початку експертизи (технічної оцінки) документа ПЗЗ експерти оцінюють наявність в складі цього документа матеріалів, в яких відображені питання з безпеки, що визначені згідно з п. 1.5. При відсутності в обгрунтуванні ядерної безпеки відомостей щодо якого-небудь з даних питань експерти, згідно з процедурою, встановленою в ГНД 306.6.02/2.020-1999 "Порядок проведення експертизи (технічної оцінки) документів, що подаються на розгляд Державній адміністрації ядерного регулювання України в рамках ліцензійного процесу при реалізації Плану здійснення заходів на об'єкті "Укриття", пропонують надати запит на додаткові матеріали. Експерти можуть запропонувати надати такий запит і на подальших етапах оцінки, якщо недостатність відомостей щодо якого-небудь з питань безпеки перешкоджає досягненню мети експертизи (технічної оцінки).
1.7 Експерти виконують оцінку відомостей, що містяться в обгрунтуванні ядерної безпеки та відносяться до визначених згідно з п. 1.5 питань з безпеки, керуючись критеріями оцінки, встановленими в даній Методиці, та рекомендованими процедурами. Якщо в процесі оцінки обгрунтування ядерної безпеки експерти прийшли до висновку про недоцільність використання якогось з критеріїв оцінки, вони мають право не користуватися цим критерієм, однак за умови керування принципами безпеки, на яких даний критерій грунтується. Вищезазначений висновок експерти повинні обгрунтувати при формулюванні експертних оцінок.
1.8 Перелік чинних нормативно-правових актів та рекомендаційних документів міжнародних організацій, які слід використовувати при виконанні експертизи (технічної оцінки) документів ПЗЗ, наведено в Додатку 1. Експерти можуть використовувати також інші акти та документи, які наберуть чинності в період дії даної Методики.
1.9 Експерти викладають результати оцінки у вигляді Висновку Державної експертизи (технічної оцінки) з ядерної та радіаційної безпеки згідно з вимогами, що встановлені в ГНД 306.6.02/2.020-1999 "Порядок проведення експертизи (технічної оцінки) документів, що подаються на розгляд Державній адміністрації ядерного регулювання України в рамках ліцензійного процесу при реалізації Плану здійснення заходів на об'єкті "Укриття".
2.1 З метою оцінки ядерної безпеки проектів Плану здійснення заходів на об'єкті "Укриття" експерти повинні розглянути та оцінити наступні групи питань:
- паливомісткі матеріали (надалі - ПММ);
- нейтронно-фізичні процеси в ПММ;
- аналіз можливості виникнення самопідтримуючої ланцюгової реакції поділу (надалі - СЛР) та її наслідків;
- запобігання ядерного інциденту.
В розділі 3 для кожної з груп, що наведені вище, зазначається перелік питань, які повинні бути оцінені експертами в документах ПЗЗ, та критерії оцінки. В якості критеріїв оцінки також слід використовувати вимоги, що викладені в п. 2.4 даної Методики.
2.2 Для оцінки критичності систем об'єкта "Укриття", як правило, використовують розрахункові методи. Усі відібрані програмні засоби для оцінки ядерної безпеки за своєю методологією мають бути придатними для розрахунку ефективного коефіцієнту розмноження нейтронів (Keff) у середовищі з ПММ. Оцінка їх придатності виконується експертами на основі розгляду:
- опису математичної моделі та галузі її використання, інформації відносно бібліотек нейтронних перерізів, що використовуються у вищезгаданих програмних засобах;
- даних про похибку розрахункової методики (з точки зору програмної реалізації алгоритму) у використаній математичній моделі з визначення Keff;
- даних про фактичну похибку розрахункового коду з визначення Keff, отриману шляхом розрахунків бенчмарків (гомогенні та гетерогенні системи), або співставленням з результатами прецизійних розрахункових кодів. При цьому експерти повинні ознайомитися з описом бенчмарка або алгоритмом прецизійного коду, за допомогою яких була оцінена похибка використаного розрахункового коду.
Якщо для розрахунку Keff були використані аналітичні методи, експерти повинні оцінити справедливість присутніх в них спрощень і припущень, а також консерватизм цього підходу.
В разі використання експериментальних методів для оцінки критичності (підкритичності) експерти повинні оцінити інформацію на предмет похибки використаного методу та її складових частин на основі опису виконаних експериментів.
2.3 Під час проведення експертизи (технічної оцінки) експерти зобов'язані:
- у відповідності з загальними вимогами, викладеними у пп. 2.1 та 2.2 даної Методики, оцінити наведену у документі ПЗЗ інформацію стосовно її повноти та достовірності;
- виконати аналіз розрахункових кодів, використаних для обгрунтування ядерної безпеки, стосовно обгрунтованості їх використання. У випадку, коли точність розрахунку Keff, використаного в матеріалах обгрунтування коду, оцінювалася у документі ПЗЗ шляхом співставлення з результатами розрахунку за допомогою інших кодів, експерти можуть виконати перевірочні розрахунки;
- розглянути надані для експертизи (технічної оцінки) матеріали з точки зору виконання критеріїв забезпечення ядерної безпеки та достатності заходів щодо запобігання ядерного інциденту. За необхідності, експерти можуть виконати перевірочні розрахунки.
2.4 При виконанні експертизи (технічної оцінки) документів ПЗЗ експерти повинні впевнитися, що:
а) об'єм та повнота інформації є достатні для проведення експертами незалежних розрахунків;
б) вибір складу та геометрії розмножуючого середовища, що містить в собі ПММ, є обгрунтованим наявною експериментальною інформацією щодо складу, кількості та місця скупчення ПММ;
в) вихідні дані та припущення використані в розрахунках виходячи з умов консервативності як для нормальних умов експлуатації, так і для можливих відхилень від них. Якщо у вихідних даних неминучі невизначеності, є інформація про відповідні допуски в об'ємі, достатньому для оцінки чутливості результатів розрахунку щодо цих невизначеностей. У випадку невизначеностей в яких-небудь вихідних даних (геометрія, склад, ядерно-фізичні дані та ін.) експерти повинні оцінити розрахунки критичності на предмет використання в них таких параметрів та характеристик ПММ, що призводять до найбільш несприятливих результатів. У разі необхідності виконується аналіз з метою оцінки кількісного впливу таких невизначеностей;
г) результати розрахунків для найбільш критичної конфігурації надаються у формі таблиць та графіків; усі використані інтерполяції та екстраполяції обгрунтовані, розглянуті їх надійність, консерватизм та вірогідні помилки розрахунків;
д) є масштабний ескіз та інше (геометричне) подання моделі, використаної у розрахунках критичності (усі спрощення та припущення моделі описані, включаючи її консерватизм);
е) згідно з п. 4.1.4 ПБЯ-06-09-90 та пп. 5.4.7, 5.4.8 ПНАЭ Г-14-029-91 оцінка ядерної безпеки виконана з урахуванням умов, за яких ПММ мають максимальний ефективний коефіцієнт розмноження нейтронів (у цьому випадку враховуються ефективні умови відбиття нейтронів);
ж) згідно з п. 4.1.4 ПБЯ-06-09-90 та п. 5.4.7 ПНАЭ Г-14-029-91 врахована вірогідність утворення пароводяної суміші в ПММ та заливання їх чистою водою, що призводить до збільшення коефіцієнту розмноження нейтронів;
и) згідно з п. 4.1.4 ПБЯ-06-09-90 та п. 5.4.8 ПНАЭ Г-14-029-91 врахована вірогідність наявності уповільнювача (графітова кладка, вода, інші матеріали), тобто прийняті консервативні умови уповільнення нейтронів;
к) в усіх проектах, в яких передбачається взаємодія із ядерно-небезпечними матеріалами, є розділ, пов'язаний із обгрунтуванням ядерної безпеки, або обгрунтування його відсутності. Згідно з ПБЯ-06-09-90 поважним доказом відсутності необхідності обгрунтування ядерної безпеки може бути лише обгрунтування того, що такі параметри ядерно-небезпечних матеріалів, як маса, концентрація, об'єм, чи геометрична конфігурація мають небезпечні значення і ні за яких умов не можуть призвести до ризику виникнення СЛР;
л) оцінка ядерної безпеки здійснена у відповідності до таких вимог:
- згідно з п. 3.3 ПБЯ-06-09-90 ефективний коефіцієнт розмноження нейтронів не повинен перевищувати 0.95 в умовах нормальної експлуатації та 0.98 за умов проектних аварій;
- в проектах, пов'язаних з поводженням з ПММ об'єкта "Укриття", для забезпечення ядерної безпеки в процесах переробки, транспортування та зберігання ПММ необхідно керуватися правилами та вимогам, викладеними в пп. 3.4 та 4.1.1 ПБЯ-06-09-90.
3.1.1 Експерти повинні оцінити:
- дані про ізотопний або елементний склад ПММ із зазначенням місця їх розташування;
- методики оцінки ізотопного або елементного складу та їх похибки;
- дані щодо кількості ПММ і конфігурації (геометрії) їх розміщення;
- фізико-хімічні властивості ПММ з точки зору визначення можливих шляхів збільшення концентрації матеріалів, що діляться, в об'єкті "Укриття".
3.1.2 З урахуванням оцінки фізико-хімічних властивостей ПММ, фрагментарного складу, геометрії розміщення та умов впливу навколишнього середовища або технологічного процесу, експерти повинні зробити висновки щодо обгрунтованості відібраних у документі ПЗЗ варіантів композицій для розрахунку критичності (підкритичності). Паливо у ПММ має розглядатися як свіже з максимальним збагаченням 235U за станом на момент аварії (2 %), плутоній складається лише із 94Pu239.
3.1.3 Критеріями оцінки є норми, положення та вимоги пп. 3.2, 3.3, 3.4, 4.1.2, 4.1.4, 4.1.5, 4.2.3, 4.2.4, 4.2.5, 6.1, 6.4 ПБЯ-06-09-90 та 5.4.1, 5.4.2, 5.4.7, 5.4.9 ПНАЭ Г-14-029-91.
В якості критеріїв оцінки також можуть використовуватися рекомендації п. 216.4 документа МАГАТЕ "Серия изданий по безопасности N 116. Проектирование установок хранения отработавшего топлива - МАГАТЭ, Вена, 1994".
3.2.1 Експерти повинні оцінити:
- результати вимірювань густини потоку нейтронів в місцях скупчення ПММ, спектральні характеристики густини потоку нейтронів, опис методики вимірювань, дані щодо похибок та достовірності представлених результатів;
- моделювання нейтронно-фізичних процесів в ПММ і результати цих моделювань:
а) вихідні дані і передумови, що прийняті для аналізу критичності;
б) методики, моделі та розрахункові програми, що використовуються;
в) результати моделювання, їх повноту і достатність.
3.2.2 Оцінка нейтронно-фізичних процесів у ПММ виконується експертами з використанням необхідних описів, схем, креслень, які поясняють конфігурацію розміщення ПММ, їх просторовий розподіл та взаємний вплив.
В разі реалізації проектів необхідно враховувати, що окремі види діяльності можуть викликати зміни стану ядерної безпеки об'єкта "Укриття". У зв'язку з цим, експерти повинні оцінити інформацію щодо інцидентів, що пов'язані з можливістю виникнення СЛР. Експерти розглядають такі основні питання:
- класифікація ПММ за ступенем ядерної небезпеки;
- вихідні події, що можуть призвести до виникнення СЛР;
- сценарії розвитку аварії, пов'язаної з виникненням СЛР;
- можливі наслідки аварії, пов'язаної з виникненням СЛР.
Згідно з розглянутими питаннями та керуючись вимогами до окремих питань, наведеними нижче, експерти повинні зробити висновок щодо достатності наданих матеріалів, достовірності вихідних даних і використаних методик, а також можливості застосування одержаних результатів та сформульованих висновків стосовно наданого для аналізу документа ПЗЗ.
При виконанні оцінки питань щодо аналізу можливості виникнення СЛР та її наслідків експерти, крім даної Методики, повинні використовувати ГНД 306.7.02/2.032-2000 "Методика проведення експертизи (технічної оцінки) документів, що подаються на розгляд Державній адміністрації ядерного регулювання України в рамках ліцензійного процесу при реалізації Плану здійснення заходів на об'єкті "Укриття", в частині аналізу потенційних аварій".
3.3.1 Класифікація ПММ за ступенем ядерної небезпеки
Експерти повинні оцінити розподіл ПММ, розташованих в різних місцях об'єкта "Укриття", за ступенем ядерної небезпеки, грунтуючись на аналізі критичних параметрів існуючих паливних композицій (на рівні наявної експериментальної інформації). Повинні бути розглянуті нейтронно-фізичні характеристики таких паливних композицій:
- гомогенні композиції лавоподібних ПММ у суміші UO2 і SiO2;
- гетерогенні композиції фрагментів активної зони;
- гомогенні та гетерогенні композиції фрагментів лавоподібних ПММ і палива.
Експерти повинні оцінити можливості попадання води у паливні композиції та зміни їх геометричних розмірів з метою визначення систем з максимальними розмножуючими властивостями.
Критеріями оцінки є норми, положення та вимоги п. п. 4.1.4 ПБЯ-06-09-90 та 5.4.7 ПНАЭ Г-14-029-91.
3.3.2 Вихідні події, що можуть призвести до виникнення СЛР
Експерти повинні оцінити інформацію щодо вихідних подій, що можуть призвести до зниження рівня підкритичності ПММ за рахунок:
- зміни геометричної конфігурації ПММ внаслідок руйнування будівельних конструкцій;
- зміни геометричної конфігурації ПММ за певних технологічних операцій;
- зміни геометричної конфігурації у випадку об'єднання декількох ПММ;
- зміни нейтронно-фізичних властивостей скупчень ПММ внаслідок зміни уран-водного співвідношення;
- зміни нейтронно-фізичних властивостей скупчень ПММ внаслідок зміни уран-графітового співвідношення;
- зміни нейтронно-фізичних властивостей скупчень ПММ внаслідок зміни уран-водно-графітового співвідношення;
- зміни нейтронно-фізичних властивостей ПММ внаслідок втрати ефективності поглиначів;
- зміни нейтронно-фізичних властивостей внаслідок відмови елементів обладнання;
- зміни нейтронно-фізичних властивостей внаслідок помилки експлуатаційного персоналу.
В якості критеріїв оцінки можуть використовуватися рекомендації п. п. 303 та 305 документа МАГАТЕ "Серия изданий по безопасности N 117. Эксплуатация установок хранения отработавшего топлива - МАГАТЭ, Вена, 1994".
3.3.3 Сценарії розвитку аварії, пов'язаної з виникненням СЛР
Експерти повинні оцінити інформацію щодо:
- хронологічної послідовності виникнення вихідних подій, що можуть призвести до СЛР;
- вихідних даних та припущень, використаних для обгрунтування сценарію розвитку аварії;
- порядку дії захисних систем та експлуатаційного персоналу;
- вірогідності кожної вихідної події та методів її визначення.
Внаслідок оцінки даної інформації експерти повинні зробити висновок щодо достатності та обгрунтованості у документі ПЗЗ можливих сценаріїв розвитку аварії з СЛР.
3.3.4 Можливі наслідки аварії, пов'язаної з виникненням СЛР
Експерти повинні оцінити інформацію щодо оцінки можливих наслідків аварії та зробити висновок стосовно можливості використання методик оцінки ступеня підкритичності та коректності отриманих результатів.
3.4.1 Експерти повинні оцінити:
- забезпечення системами управління реактивністю ПММ значень ефективних коефіцієнтів розмноження нейтронів в ПММ, що відповідають вимогам ядерної безпеки;
- забезпечення надійного контролю ПММ;
- обгрунтування заходів із запобігання вихідних подій, що можуть призвести до виникнення СЛР.
3.4.2 Згідно з розглянутими питаннями експерти повинні зробити висновок щодо достатності наданих матеріалів, достовірності вихідних даних та використаних методик, можливості застосування отриманих результатів та сформульованих висновків стосовно наданих документів ПЗЗ.
3.4.3 При розгляді системи управління реактивністю ПММ, метою якої є заглушення СЛР або підвищення підкритичності, експерти зобов'язані оцінити вибір поглинача, місця його введення та ефективність даної системи. Слід розглянути випадки коли система управління реактивністю спрацьовує, та випадки її відмови. Під час оцінки відмови розглядається повна відмова системи, якщо система не має роздільних каналів управління реактивністю. Якщо система має роздільні канали управління реактивністю, розглядається часткова відмова системи. У цьому випадку частиною системи, що відмовила, вважається та, що призводить до найбільшого значення втрати загальної ефективності.
Додаток 1 |
- Закон України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку".
- Закон України "Про захист людини від впливу іонізуючих випромінювань".
- Закон України "Про поводження з радіоактивними відходами".
- Закон України "Про загальні засади подальшої експлуатації і зняття з експлуатації Чорнобильської АЕС та перетворення зруйнованого четвертого енергоблока цієї АЕС на екологічно безпечну систему".
- Постанова Кабінету Міністрів України від 28.12.96 р. N 1561 "Про заходи по перетворенню об'єкта "Укриття" в екологічно безпечну систему".
- "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88)" ПН АЭ Г-1-011-89.
- "Заява про політику регулювання ядерної та радіаційної безпеки об'єкта "Укриття" ВП "ЧАЕС", НП 306.1.2/1.007-98.
- "Типовое содержание технического обоснования безопасности атомных станций (ТС ТОБ АС-85)" ПНАЭ Г-1-001-85.
- "Основные правила ядерной безопасности при переработке, хранении и транспортировании ядерноопасных делящихся материалов (ПБЯ-06-00-88)".
- "Правила ядерной безопасности при хранении и транспортировке ядерноопасных делящихся материалов (ПБЯ-06-09-90)".
- "Правила проектирования и эксплуатации систем аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции и организации мероприятий по ограничению ее последствий (ПБЯ-06-10-91)".
- "Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах атомной энергетики (ПНАЭ Г-14-029-91)".
- "Основные правила безопасности и физической защиты при перевозке ядерных материалов (ОПБЗ-83)".
- "Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)".
- "Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений (ОСП 72/87)".
- "Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций (ПРБ АС-89)".
- "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-88)".
- "Правила фізичного захисту ядерного матеріалу та ядерних установок" НД 306.803-94.
- "Положение по организации и проведению государственной экспертизы по ядерной и радиационной безопасности", Госатомнадзор Украины, 1995 р.
- Серия изданий по безопасности N 116. Проектирование установок хранения отработавшего топлива - МАГАТЭ, Вена, 1994.
- Серия изданий по безопасности N 117. Эксплуатация установок хранения отработавшего топлива - МАГАТЭ, Вена, 1994.
___________