Estimated safety assessment of spent nuclear fuel transportation
Authors: Каминский В.Ю. , Скороходов Д.А. 
Published: December 2022

При осуществлении транспортировки отработавшего ядерного топлива в транспортных упаковочных комплектах требуется подтвердить соблюдение требований ядерной и радиационной безопасности, установленных в нормативных документах. Всестороннее обоснование безопасности включает проведение комплекса нетривиальных, трудоёмких расчётов из разных предметных областей физики. Расчётная оценка выполняются в рамках сложных вычислительных кодов (программ), применение которых требует высокой квалификации пользователей, предполагает высокопроизводительную вычислительную технику и, как правило, наличие лицензии на эксплуатацию программного продукта. Очевидно, что процедура принятия решения, в рамках описанной технологии расчётной оценки, занимает значительное время и не всегда доступна. Отчасти указанную проблему решает действующий в настоящее время отраслевой стандарт ОСТ 95 745-2005. В нём для отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реакторов типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 консервативно установлены диапазоны известных характеристик топлива: начальное обогащение, глубина выгорания и т.д., при соответствии которым, требования нормативных документов обеспечиваются безусловно. При этом необходимость в проведении трудоемких расчётов отпадает, и обоснование безопасности транспортировки ОТВС сводится к подтверждению выполнения требований отраслевого стандарта. Однако, степень консерватизма подобного подхода представляется избыточной. Кроме того, в настоящее время реализуется переход ядерной энергетики с реакторами типа ВВЭР на новые топливные циклы. Этот переход сопровождается ростом начального обогащения и увеличением глубины выгорания топлива. В этом случае характеристики топливных сборок, назначенных к транспортировке, выходят за границы значений, приведённых в нормативном документе, что требует полного расчётного обоснования безопасности перевозки партии ОТВС. Данная проблема требует разработки методологии расчётной оценки безопасности транспортировки, учитывающей, с одной стороны, основные факторы, влияющие на характеристики безопасности, а с другой - реализуемой в рамках достаточно простых вычислительных кодов. В статье приведены основные положения упрощённых методик оценки ядерной и радиационной безопасности транспортировки ОТВС, а также результаты контрольных расчётов.

When transporting spent nuclear fuel in transport packages, it is required to confirm compliance with the requirements of nuclear and radiation safety established in regulatory documents. A comprehensive safety justification includes carrying out a complex of non-trivial, time-consuming calculations from different subject areas of physics. The calculation evaluation is carried out within the framework of complex computational codes (programs), the use of which requires highly qualified users, assumes high-performance computing equipment and, as a rule, the availability of a license to operate a software product. It is obvious that the decision-making procedure, within the framework of the described technology of calculation assessment, takes considerable time and is not always available. In part, this problem is solved by the industry standard OST 95 745-2005 currently in force. It conservatively sets ranges of known fuel characteristics for spent fuel assemblies (SFAS) of VVER-440 and VVER-1000 type reactors: initial enrichment, burnout depth, etc., in accordance with which the requirements of regulatory documents are provided unconditionally. At the same time, there is no need for labor-intensive calculations, and the justification for the safety of SFAS transportation is reduced to confirming compliance with the requirements of the industry standard. However, the degree of conservatism of this approach seems excessive. In addition, the transition of nuclear power with VVER-type reactors to new fuel cycles is currently underway. This transition is accompanied by an increase in initial enrichment and an increase in the depth of fuel burnout. In this case, the characteristics of the fuel assemblies assigned to transportation go beyond the limits of the values given in the regulatory document, which requires a full calculation justification for the safety of transportation of a batch of SFAS. This problem requires the development of a methodology for calculating the safety of transportation, taking into account, on the one hand, the main factors affecting the safety characteristics, and on the other - implemented in the framework of fairly simple computational codes. The article presents the main provisions of simplified methods for assessing the nuclear and radiation safety of SFAS transportation, as well as the results of control calculations.