автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Методология анализа и решения вопросов радиационной безопасности при создании атомных станций малой мощности

МИНИСТЕРСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РФ — ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ

На правах рукописи УДК 621.039.58:

ВИКТОРОВ АЛЕКСАНДР НИКОЛАЕВИЧ

Методология анализа и решения вопросов радиационной безопасности при создании атомных станций малой мощности

СПЕЦИАЛЬНОСТЬ 05.14.03 — ядерные энергетические установки

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Обнинск — 1994

Работа выполнена в Государственном научном центре МАЭ РФ Физпко-энергетнческий институт».

Научный руководитель: — кандидат технических наук,

с. н. с. СЕРГЕЕВ Ю. А.

Официальные — доктор технических наук,

оппоненты: профессор ПАНКРАТОВ Д. В.

— кандидат технических наук, с н. с. ХАМЬЯНОВ Л. П.

Ведущая организация: — Научно-исследовательский и

конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ)

Защита состоится « »--------1995 года в 10 часов на

заседании Диссертационного совета ГНЦ ФЭИ но адресу: г. Обнинск Калужской области, пл. Бондаренко, 1, ФЭИ.

Просим прислать отзыв, заверенный печатью организации, пли принять участие в работе совета.

Автореферат разослан « »-------1995 г.

Ученый секретарь Диссертационного совета к. ф.-м. н„ с. н. с.

В. М. КУПРИЯНОВ

ОБШАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуалъисоть проблемы

На крайнем Северо-Востоке Российской Федерации с 1974 года успешно эксплуатируется Билибинская АТЭЦ, имеющая 4 энергоблока с водо-гра<»нтовыни реакторами типа ЭГП-в тепловой мощностью 63 МВт какдыя. В настоящее время рассматривается вопрос о строительстве второй очереди БиАТЭИ. призванной эанестить блоки Первой очереди по пере вывода их из эксплуатации. Разворачиваются работы по строительству плавучей АС "Волнолом" с двумя реакторами АБВ-67-01. Перспективным» планами предусматривается создание ряда других АС различного назначения небольшой модности, в первую очередь для размещения в районах Севера и Северо-Востока странн, где они являются наиболее конкурентоспособный!! по сравнению с источниками энергий неорганическом топливе, При этом широко используется опыт, накопленный как Мри создании крупных АС. так и установок небольшой Косности - демонстрационных АС» исследовательски* реакторов, транспортных установок М т.п.. В мире в целой также Наблюдается рост интереса к.АС налоя и средней мовиости, В ton числе ориентированных иа условия рынка раээиваюанхся стран. Рассматриваются возможности использования ядерных энергоисточникоп Небольшой мощности и для нетрадиционных областей Применения, например, таких как опреснение морской йоды.

Обоснование безопасности, доказательство того «акта, что . ядерная энергетика представляет меньшую угрозу человеку и среде его овитайиИ, чей энергетика Йа органическом Топливе, является важнейшим условием дальнейшего развит»« отрасли. Когда же речь идет о создании атомных станций налой ноияости cAct*t> й обеспечении их безопасности, ряд вопросов,'связанных со спецификой й оптимизацией конструктивных решений и условия разнеяемий, особенно актуален в силу того» что накопленный опыт разработок и эксплуатации для них относительно невелик.

В частности, можно отметить следующие области, где проведение дальнейших исследований по обоснованию безопасности АсММ нанбопг-с насущно в силу их непьией изученности !

поведение в аварийных условиях топлива и твэлов. н»

используемых в современных энергетических реакторах;

- влияние специфичных для А СМИ конструктивных и технологических решений Сестественная циркуляция теплоносителя, низкая энергонапряженность и т. д.Э на протекание аварийных процессов;

- специфика формирования радиационной обстановки при нормальной работе И при авариях ЛСИМ, размещаемых в северных районах. Где условия рассеяния радиоактивности в окружающей среде отличны от условий Европейского региона;

- оптимизация нормативных требований по критериям эффективности и безопасности-

Очевидно, что особенности, присудив А СМИ в указанных выое областях, означают также, что н решение задач обеспечения радиационной безопасности, имеет определенную специфику по сравнению с решением аналогичных задач для Мощных АС.

Цыь раОоп.

Оелью настоящей работы является разработка методологии анализа радиационной безопасности атомных станций налой мощности, включающей в себя:

- модели Формирования источников поступления радиоактивных продуктов при-авариях в системы, Технологические объемы и помещения АСМИ, рекомендаций по оценке выхода радионуклидов из теплоносителя и топлива реакторов станций налой нощнссти;

- «одели расчета протекания процессов теплоИаесопереноса. включая расчет переноса радиоактивных продуктов в здании АС в аварийных условиях с учетом действия локализующих систем. Формирования источника выброса радиоактивности в атмосферу и оценки радиационной обстановки в обслуживаемых помещениях;

- методику расчет« рассеяния радиоактивных продуктов в атмосфере, загрязнения местности и доэовых нагрузок на яа :»ление. прошивающее на это» местности;

- рекомендации по анализу последствий аварийного облучения населения, расчету функционалов риска с учетом проведения защитных мероприятий.

- * -

Основные аадачи

Для достижения поставленных целей э работе били решены следующие задачи:

■ - проанализирована специфика АСММ с точки зрения конструктивных особенностей и предполагаемых условий размещения.

- проведен анализ современных методик и подходов к рассмотрению пробленны безопасности радиационно-опасных объектов,

изучены теоретические иетоды моделирования поведения радиоактивных продуктов в системах РУ и здании АС и в окружающей среде,

- проведен анализ экспериментальных результатов по изучению переноса радиоактивных продуктов,

созданы модели и программные средства, позволяющие рассчитывать:

- Формирование источника радиоактивности;

- протекание теплофизических процессов в здании АСММ при

различных аварийных ситуациях;

- перенос радиоактивных продуктов в здании АСММ;

- радиационную обстановку в обслуживаемых помещениях

станции;

- распространение радиоактивного выброса в атмосфере и

Формирование радиационной обстановки на местности

вблизи АС;

- дозовые нагрузки и эффекты облучения для здоровья

населения с учетом защитных мероприятий.

- разработан подход к сопоставлению АСМН и крупных АС по критериям риска для населения.

Научная ковиака работы аакязчаетая а шядацеш

- разработке модели Формирования величины выхода радионуклидов в системы и помещения станции для наиболее представительных аварийных ситуаций - аварий С- течью теллоносилеля н аварий с повреждением топлива, в том числе на основе выполнении* экспериментальных исследований, получении количеств*, иимх рекомендаций ;

создании методики расчета процессов тепяоиасссобиея» я

помещениях атонной станции в аварийны* условиях, объединенной с моделью переноса радиоактивных продуктов, дозволяющей учитырщгь действие локализующих систем, в тагве рассчитывать на раиетры радиационной обстановки а обслуживаемых помещениях и анализировать радиацнонню безопасность персонала; .

- методологии оценки безопасности населения, проживающего вблизи ЛСММ, основанной на показателях радиационных последствий облучения населения, с учетом различных сценариев защитных поставарийных мероприятий;

- обосновании величины предельно допустимых аварийных выбросов при различных удалениях населенных пунктов от АСНМ, при которых не потребуется эвакуация населения;

- разработке способа сопоставления А СМИ и крупных АС по критериям риска и выявлении основных особенностей А СИМ с точки зрения Форнирования радиационного риска для населения, проживающего вблизи станции.

Прштвчевкю ангамооты

В результате выполнения работы проанализированы и систематизированы основные «акторы, специфичные для АСМИ. могущие влиять на радиационную безопасность персонала и населения. Приведены количественные рекомендации для анализа поведения радиоактивных продуктов в теплоносителе, топливе, системах локализации.-помещениях станции и в окружающей среде. Разработаны модели, позволяющие анализировать радиационную безопасность АСММ как при норнальной работе, так и различных, аварийных ситуациях. Созданы компьютерные программы анализа массопереноса радиоактивности в систенах и здании станция и в атносФере, позволяющие эффективно проводить расчетные исследования в обоснование безопасности АСММ. С нспользованиен данных программ выполнен большой объем расчетных исследований протекания и последствий аварии таких АСЮ1. Как Первая в мире АЭС, Билибинская АТЭЦ С1 и 3 очереди!, плавучая АТЭВ "Волнолом", АСММ с реакторными установками РУТА, РКМ. АТЭЦ-1ЭО, ЯТЭУ-М, "Елена" и другие. Разработанный программный комплекс внедрен в ФЭИ, передан в институт "Атоэнергопроект". ОКБМ, а также в Фирну "Энергопроякт" СБолгария}.

Использование разработанных методик И рекомендаций позволяет анализировать эффективность заложенных в проектах АСММ решения по обеспечению радиационной безопасности, обоснованно подходить к выбору схемных решений систем локализации и размещению станции.

Слядущиа основные положения является предие-oa авщата

1. Методика определений величины поступления радиоактивных продуктов из теплоносителя и топлива реакторов в газовую среду в аварийных ситуациях, рекомендации по оценке интегрального выхода fe различных ситуациях.

2. Методика pac4eta протекания аварийных процессов в здании АС, включаюйаЯ модели процессов теПЛонассоНереноса сред и распространения радиоактивных Продук-юв в технологических обьенах н понещеМийх с учетом действия локализующих систем безопасности.

3. Модель рас<е+а радиационных характеристик при поступлении радиоактивности в атмосферу И последствий облучения населений с учетом различны* занитны* мероприятий.

4. Результаты расчета й^еделЬМо-допустнноГо выброса при аварйях на- АСММ при различных удаЛеММйх станцйй от Населенных Пунктов.

Э. Сйссоб сопоставления АсНМ й круНных АС по критериям риска для населения.

Апробаций рзОоТМ.

Основные положения И реэуль+atfci, представленные в работе, докладьвалйс6!

1. На Всесоюзной научМо-Ирактнческой конференции по безопасности АС С Москва, 19Э9 5

е. Технических комитетах-семинарах МАГАТЭ по анализу безопасности е ПоМоШЬю Компьютеров С Берлин, 1999, Москва, 1990 Э

3. Семинаре специалистов стран СЭВ по "Разработке л внедрению методов й средств оперативной оценки и Мероприятий по защите hace пения при ядерной аварии" С Варна, 1940 Э

4. Международном семинаре Ядерного общества "Автононнч» атонные энергоисточники малой Мощности Для деЦентрчлизорчммог" тепло- электроснабжения" СМосква. 1991Э

s. Техническом комитете МАГАТЭ "Руководства по вероятностной оценке последствий аварий" СВена,

е. Ежегодно» конференции Ядерного общества С Нижний Новгород, 199Э?

7. Обнинскон симпозиуме XV Менделеевского съезда СОбнинсК,

19933

Основные результаты работ представлялись также на ряде отраслевых семинаров и совещания и встреч с иностранными специалистами.

По теме диссертационной работы автором опубликовано 10 печатных работ, выпущено более 30 отчетов ФЭИ.

Структура я объем диссертации«

Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав И заключения; изложена на 311 страницах, содержит 137 ссылок на использований литературные источники.

ОСНОВНОЕ СОДКРЖАНИК РАБОТЫ

В' диссертации расснотрей круг вопросов. связанных с обоснованней -радиационной . безопасности атонных " станций налоя мощности, предназначенных для использования в ' районах Севера и Северо-Востока -страны. Представлены разработанные модели для определения источника выхода радиоактивных . продуктов за пределы барьеров локализации, расчета урловия протекания аварийных Процессов переноса радиоактивных продуктов в пределах станции и на прилегающей к станции местности, а также нодели определения дозовых Нагрузок и последствий облучения персонала И населения, проживающего вблизи станции. Изложены результаты исследований влияния специфики ЛСММ на обеспечение безопасности населения при их размещении. вблизи населенных пунктов.

Введение содержит обоснование актуальности темы работы, определяет цели и задачи исследований и практическую значимость полученных результатов. Приведен краткий обзор исследований в области обоснования радиационной безопасности объектов атонной

энергетики.

Глава I. Основные предпосылка использования в специфика обеспечения безопоскооти ШМ

Работы в области налой атомной энергетики в России были начаты, по существу, одновременно с созданием Первой АЭС. Были созданы и успешно эксплуатировались опытно-денонстрационные АЭС ТЭС-3 С19613. АРБ УС 09633. ВК^ЗО 41965}. Эффективно и безопасно работает Билибинская АЭС. В настоящее ьреня работы в области налов атонной энергетики в нашей стране нацелены, в первую очередь, на создание надежных и безопасных ядерных источников электрической и тепловой энергии для потребителей, расположенных е изолированных районах Арктики к других труднодоступных районах Севера и Северо-Востока страны.

Требования, предъявляемые к безопасности новдых АС, распространяются, разумеется, и на АСММ, а для обеспечения повышенной безопасности при проектировании АСММ прежде всего т.лользуются традиционные пути и средства. В то же время, практика разработг„ч проектов станций налой мощности выявила возможность н целесообразность использования ряда решений, которые не используются в проектах крупных АС. В частности, можно выделить следующие особенности, присущие АСММ и влияющие на показатели их безопасности:

1. В силу небольшой мощности на АСММ содержится значительно ненвше радиоактивных материалов и сред, чем на крупных АС.

а. В реакторных установках налой нощности в большей степени, чем для мощных реакторов, удается реализовать принцип сймозащищенности за счет использования пассивных принципов действия систем реакторной установки и станции.

3. Для большинства районов предполагаемого размещения АСММ характерны низкая плотность населения, отсутствие моаных промышленных предприятий, низкая интенсивность транспортных связей, что уненьшает вероятность внешних антропогенных воздействий.

4. В силу экононических соображении АС№1 должны размеаагвся в непосредственной близости к потребителям электрической и. особенно, тепловой энергии. *

3. В- случае тяжелой аварии природно-климатические условия И слабые транспортные связи районов, где предполагается использовать АСММ, ногут снизить эффективность мероприятий по защите населения.

6. В проектах АСММ ногут использоваться материалы, конструктивные решения или подходы к обеспечению безопас1>ости> которые не используются на крупных АС.

Указанные факторы роразному влияют на показатели безопасности населения, проживающего вблизи АСММ, однако, как показали опыт проектирования и специально выполненные исследования, совместное действие вышеперечисленных Факторов в целой приводит к тому, что в случае АСММ удается обеспечить значительно более высокий уровень безопасности населения, чен для АС большой мощности.

Главе а Потенциальные иоточники радиоактивных продуктов прщ нормальной работе и в аварийных ситуациях ив кСШ

Для технически сложного комплекса, каким является любая АС, вероятность возникновения аварий не нокет быть сведена к нулю, поэтому АСММ расснатривается как источник потенциальной опасности для персонала, населения и окружающей средь), обусловленной накоплением значительных, хотя и относительно меньших, по сравнению с крупными АС, количеств радиоактивных материалов.

Истечение теплоносителя первого, контура, соирс^оздаюдееся выходом радиоактивности в понещения станции, может наблюдаться при нормальной работе Св незначительных масштабах}, ~при проектных авариях и на начальной стадии ¿апроектных аварий. При тяжелых

запроектных авариях наиболее опасен выход Продуктов деления из

♦

разрушенных или расплавлен].ых твэл.

Разнообразие проектов.АСММ обуславливает и разнообразие условий протекания аварийных ситуаций. В частности, мойно отнетить следующие, специфичные для АСММ, моненты:

- Широкий диапазон дав.; гний и параметров водно-химического режима теплоносителя первого контура, что значительно влияет на выход радиоактивных продуктов из теплоносителя при его испарении;

- различная конструкция твэл С контейнерные, заливные, с двойной оболочхой};

- различное топливо Стаблетки двуокиси урана, дисперсионная

композиция ЦО + Мд, интерн<?таллидная дисперсионная композициям. £

Е.1 Выход радионуклидов Из теплоносителя

Принеси радиоактивных веществ - продуктов деления или активированных продуктов коррозии - в теплоносителе ногут присутствовать как в растворенной, Нак и взвешенной виде; в свою очередь в атмосферу помещений примесь может попадать за счет истинного растворення в паре и за счет выноса вместе с капельной влагой при генерации влажного пара. Предположив, что в каплях Нелкодисперсной влаги, образующихся при истечении теплоносителя, концентрация растворенной и взвешенной принеси остается'такой же, как и. п теплоносителе. Тогда, с учетом наличия в теплоносителе нерас?лоримоЯ примеси, выход радионуклидов в парогазовую среду нолю получить на основе уравнения

д'»ам а" ...

-„с« + к,-Э * СА" + А^ . С1Э

¿т Л А* + А" " "

, V V

где А^ - равновесная концентрация радионуклида в газе на

Границе фаз;

А -СА* + АиЭ - активность принеси в воде, складывающаяся

V V V

Из растворенной и взвешенной компонент; » - коэффициент неханического уноса, равный влажности пара, т.е. няссоеой Доли нелкодисперсной капельной влаги в единице нлссы генерируеного влажного пара;

к. - видиньй коэффициент распределения, представляющий

а

собой равновесное отношение концентраций вещества, растворенного в паре н в воде.

А*

СунмарныЙ коэффициент распределения равен С«+к--— э.

А* ■•- Аи

V V

Истинные коэффициенты распределения нежду водой н насыщенным парой в области низких концентрацийпредставляют собой степенные функции отношения плотности фаз.-

И - Ср/р)" С23

а V V

где п - число молекул воды, гияратируютвду. ион или молекулу принеси.

Величина механического уноса капель влаги сильно зависит от режима испарения. Так, при испзре?тин не/гаг ретой жидтсти б»?

специально организованного разбрызгивания или больших скоростей газовой среды над поверхностью зеркала теплоносчтеля неханический унос влаги отсутствует, то есть * - О. При кипении теплоносителя с фиксированной поверхностью испарения влажность генерируеного пара ножет достигать долей процента. Известна следующая энпирическая формула, позволяющая найти влажность пара на высоте И от зеркала испарения:

г. 76

ы = М -* 10~4 С 33

Ьгэ

где ы - скорость движения пара над зеркалон испарения, м/с,

М - коэффициет, зависящий от давления.

В результате обработки опубликованных экспериментальных данных была получена следующая аппроксинационная формула для М:

МСРЭ - 1.13« ехрСО.399 « РЗ С43

где Р - давление, СМПаЗ.

Максинальная величина Влажности пара V, полученная в выполненных экперинентах со струйным истечениен, составляла 0.3, средняя - около 0.05.

В таблице 2.1 приведены видиный коэффициент распределения и коэффициент уноса V для ряда" характерных для АСММ значений давления теплоносителя. Величина V рассчитана для нескольких значений скорости потока пара соответствующих расходу испарения 0.006, 0.06

2. 2 Выход продуктов деления из Топлива

Предполагается, что при разогреве топлива скорость выхода какого-либо нуклида Спродукта делений "или Трансуранового элементаЗ пропорциональна содержанию этого нуклида в топливе ^и нож°т быть описана простын дифференциальным уравнениен: - - к • А

с 53

где А - количество вещества, оставшееся в топливе;

к - безразнерная скорость выхода.

Величина скорости выхода к является функцией типа топлива, бЫгорания, состава газовой среды, однако наиболее сильно на скорость сыхода вияет тенпература топлива и в наиболее часто используемой с-йчас формуле Аррениуса в явной виде инеется зависимость скорости

выхода только от температуры

(с = Е <5 «к •ахрС-О./СЯь'ПЭ С6Э

I 01 • I ,

ь

Здесь Величины могут интерпретироваться как энергии

активации механизмов, управляющего процессом выхода, а суммирование ведется По типам дефектов натрицы топлива, связывающих продукты деления и характеризующихся своими энергиями активации . Коэффициенты к зависят, в первую очередь, от условий на границе топливо-среда. Величины & определяют доли атомов ПД, связанных данным типом дефектов. I? - универсальная газовая постоянная.

Таблица 2.1

Коэффициенты распределения теплоноситель-газовая фаза

Давление, МПа

' 0.1 0.2 1.0 7.0 15. 20.

Нуклид Видимый коэффициент распределения к<,

Ге 6.2-4 1. 2-3 3. 8-3 4.9-2 1 6-1 3.3-1

Мп 6. 7-5 1. 6-4 1 2-3 2.0-2 9. 2-2 2.3-1

Со 3.2-3 а. 1-3 7. 4-4 1.3-2 7. 7-2 2.3-1

Сг 7.3-6 а. 1-3 2. 7-4 8.1-3 3. 3-2 1.8-1

Мо 9. 4-9 а. о-в 2. 6-8 3. 4-4 1. 0-2 7.1-2

Се 1.3-3 4. 1-3 4. 4-4 1.1-2 в. 4-2 2.0-1

Эг 7. 3-6 2. 1-3 2. 7-4 0.1-3 3. 3-2 1.8-1

Ва 3. 3-Й 1. 1-3 1. 6-4 6.0-3 4. 4-2 1.7-1

Ся 3.3-6 1. 1-3 1. 6-4 в.О-3 4. 4-2 1.7-1

3.5-е . 1. 1-3 1. 6-4 б.О-З 4. 4-2 1.7-1

I 2. 1 -9 1. 3-8 9. 3-7 3.0-4 7. 1-3 5.8-2

Мр 1.7-6 8. 3-6 9. 3-3 4.3-3 3. 7-2 1.3-1

скорость

потока Коэффициент уноса *

пара, н-'с -

0.01 ~ 0 А* О - 0 ~ 0 - 0 1.7-9

0.1 2. 0-7 е. 1-7 3. 9-7 Э. 2-е 7.0-3 3. 7-4 .

1.0 1.1-4 1. 2-4 1. 7-4 1.6-3 4.3-2 Э. 3-1

При разработке модели расчета • вьр<ода продуктов деления из топлива АСММ встали, по крайней мере, два вопроса - о применимости зарубежных данных по скоростям выхода для топлива -. двуокиси урана для отечественных твэлов с и о получении данных по скоростян

выхода из других видов топлива. Для отработки методики экспериментальных исследований были проведены исследования с топливом ио , что позволило сопоставить получаемые результаты с аналогичными зарубежными данныни. Была создана специальная экспериментальная установка, подготовлена програнма исследований и выполнена значительная програнма эксперинентальных - и расчетно-нетодических исследований с топливом различных типов, в разных средах и разных температурных диапазонах. В серии выполненных в ФЭИ экспериментов С таблица 2.2Э исследовалась скорость выхода продуктов деления в инертной и хинически активной средам С азот, воздух, водяной пар) как функция времени выдержки и температуры.

Таблица 2. 2

Параметры экспериментов по исследованию выхода продуктов деления из двуокиси урана

Опыт Выгорание образка, МВт»сут кг Масса топлива в образце, г Состав газовой среды Расход газа, з _ см /с Исследуемые нуклиды Погрешность измерения выхода, X

А1 , АЭ в 13. 3 азот 1.01.3 1131 Св137 19

да. А4 8 9. в воздух 0. 81.2 1131 Сз1Э7 15

В1 . ва, вз в 18. 924. а н*о 91У. + /г 6% Э. 34.0 Кг 85, Сэ137 10

В4, вз, В6 17.6 23. 32?. 8 НгО 94« ч- Аг 64 3.34. О КгвЗ, Сз137 10

В экспериментах А1-А4 изучалась зависимость выхода иода-131 и цезия-137 при длительной изотерннческой выдержке образов оксида

урана в азоте и воздухе. Было показано, что характер выделения иода и цезия на воздухе связан не только с процессом диффузии, но и с процессом окисления топлива. В результате статистической обработки представленных зксперинентальных данных были поручены значения коэфициентов ко и Q, позволяющие аппроксимировать зависиность скорости выхода с помощью экпоненциального уравнения. Так, для йода было получено <3 = 180 кЯж/моль, ко « 13.3 1/мин в среде азота, ко » 3.34*109 1/нин в воздухе, для цезия Q = 193 КДж/ноль, ко = 23.3 1/мин в азоте и ко < 3.53*10* 1/мин в воздухе. Полученные значения величин Q несколько менее зарубежных данных, что может бьгть обусловлено разными факторами, такими как различие в технологии изготовления топлива, выгорании, средой, в которой проводились исследования, разныни температурными диапазонани и др.

Помимо измерения величины выхода в экспериментах определялись физико-химические формы, в которых нуклиды йода поступают в газовую среду. Выло найдено, что 00-9054 йода выходит в виде Csl , 10-20;-; в виде 1г и от О до S Я в виде CsíO, причем это распределение по форНан слабо зависит от тенпературы топлива И состава газовой среды.

В экспериментах В1 - Вв Исследовался выход Kf-83 и Cs-137 при непрерывной изненении температуры топлива с целью моделирования условий. в которых нояет оказаться топливо npíi тяяелой аварии водо-водяного реактора. Показано, что Модель выхода на основе уравнений АрреНиуса позволяет в целом удовлетворительно оценивать величины выхода радионуклидов Из топлива. На рисунке 2.1, понино экспериментальных данных, приведены расчетные значения интегрального выхода, полученные при Q » leo кДа/ноль, ко «= 3SO 1/нин для Kr-SS и Q = 193 кЯв/моль, ко «= 330 1 /НИН для Cs-137.

Глава 3 Моделирование аварийных процзооов в исаещениях АС

3.1 Анализ условий протекания аварий в помещениях АС

Для корректного расчета параметров источника выбросп радиоактивных Продуктов в окру*аюЯ(ую среду в различных, ко г нормальных, так и аварийных, режимах, требуется, одновременно <расчетом переноса радиоактивных продуктов в здании станции, проводить TaKwe расчет протекания теплофиэнческих процессов, что г общем случае является более сложной задачей.

- 1В -

Время, мин Рис. 2.1

Интегральный выход Кг-85 и Сз-137 из диоксида урана в среде водяного пара

Скорость нагрева - 12 С/мин

На АС с реакторной установкой с водный теплоносителе» большинство радиационно-опасных аварий сопровождаются истечеииен теплоносителя первого контура. Истечение теплоносителя приводит к росту давления в системах локализации и . помещениях станции, формированию системы перетечек нежду помещениями и увеличению утечки газовой среды в атмосферу.

В разработанной подели здание АС рассматривается как совокупность обьенов, 'каждый из котррых ножет быть эквивалентен одному или несколькич реальный помещениям или являться частью какого-либо помещения. Объемы могут сообщаться друг с другом через связи СмеплотностиЭ, которые открыты постоянно или могут открываться и^или закрываться в зависимости от условий в объема:«. Все параметры сред в каждый номент времени принимаются неизменными в пределах одного помещенияВ модели принимается, что в каждой объеме в любой монент времени пар и воздух образуют гоногенную тернодинанически | равновесную снесь, а мелкодисперсная влага равномерно распределена а : обьене, однако не обязательно находится в термодинамическом ; раеновессии с газовой средой Счто важно при моделировании гаг^ль ! спринкле^овЭ. В энергетической балансе учитывается подвод тепла к газу от внутренних источников, например таких, как горение различных ; веществ или тепло радиоактивного распада. /

Для каждого элементарного объена, на которые разбивается здание ; АС, составляются уравнения баланса массы и энергии для всех сред и ■

уравнения состояния гаэовол среды, образующие замкнутую систему, |

!

решая которую, ножно найти исконые температуры, давления и массы сред в объемах для любого ' номента времени. В каждом из • рассматриваемых обьенов, при составлении балансных уравнения • учитываются Фчзические процессы в соответствии со схемой, | изображенной на рисунке 3.1.

Уравнение баланса нассы какой-либо среды в ¡-п объеме ножет быть представлено аналогично тону, как это сделано для пара: ам* -

—- >СЭ,'*С1- Э-в" 5- е - О .+ в О*. +Х ««5 С7Э

от ч 1 ] ^ о *1 v) • ] j с)

М* - масса пара в J~н помещении;

- расход перетечки пара н ' 1-го помещения в

рр . 11

■ Фактор выведения. пара при перетечке иэ 1-го в .1-е помещение Сдля обычного помещения равен О, для барботера

О <№ < I 11

6" «

О

V

в

X

в

- расход утечки пара в окружающую среду;

- расход испарения мелкодисперсной влаги;

- расход испарения конденсата;

- расход конденсации пара на каплях;

- расход конденсации на поверхностях;

- расход истекающего теплоносителя;

- паросодержание истекающего теплоносителя.

I*

1|-

■'»люпЬ ШмИ щДииВииЦ

Рис. Э.1 Схена массопереноса.

Уравнение баланса энергии не лрннере газовой среды в j-м объеме запишем следующим образом: э

сШ

я-^- «= V Гва к!" - 6а и1а1- еа.н!а+

а т I «.» 4 }} *>1 1 «I ч

n

+ V fвv »«1" иС1-№'') - в*. «И*-)- в

I Ч I I и в J J VI 1

+ О *1к '~ в «а"' - в " + х

Г | I ¿1 j 1 С] С]

С 83

+ 5киак9*СТ,! I 1 I

ТЪ + З^а^ист'1 - Т«3 +

■» СБ.

зЪхси9«СТ" - тЪ + О 111)

9

/

- 1в ~

где:

з

и. - внутренняя энергия газовой среды; 1 . - энтальпия воздуха в ¿-м объеме^

- энтальпия пара в ¡-п обьене; 1 .11с' - энтальпия насыщенного пара при тенпературе

J

капли СконденсатаЭ , id<kr= l"cTd'k,i;

J J

1 - энтальпия насыщенного пара при

тенпературе газа, 1 » 1СТ®Э. I*. - энтальпия пара, образующегося при

истечении теплоносителя в J-й объем;

iv.= i"CT93 при Т < TCP Э,

- gJ . J «J

1 »1 (T P) при T > TCP Э

с j cj. cj r cj cj

T ~ температура насыщения пара при Р .

- расход утечки воздуха

в® - поступление воздуха из источника

Sk, Sd, S - площади поверхностей конденсата, капель и стен

cid9, aV9 - коэффициенты теплообмена между

' конденсатом, каплями и стенами с газовой средой

Q - подвод тепла к газовой среде

В качестве замыкающих соотношений используются уравнения для определения скоростей процессов теплонассобмена.

Э.г Модель расчета радиационной обстановки в помещениях станции и величины выброса радионуклидов в атносФеру

Для каждого эленентарного участка, на которые разбивает£я здание АС в анализируемой задаче. Фиксируются уравнения баланса радиоактивности нуклидов. При составлении балансных уравнений учитываются следующие Физические процессы: 1. Источник активности 6. Осаждение на поверхностях

г. Перетечки между участками 7. Десорбция с поверхностей

3. Утечка в окружающую среду 8. Очистка на Фильтрах

4. Радиоактивный распад 9. Переход из других Форм

3. Поступление активности за счет распада -уклида- предшественника

В ранках данной подели предполагается, что по Физико-химическим свойствен радиоактивные продукты ножно разбить на три группы: неосаждающиеся на поверхностях газы Синертные радиоактивные газы - ИРГЭ; нуклиды и их химические соединения, сорбированные аэрозольными частицани; пары хинических элементов С галогены - I, Вг Э. Такин образом для нуклидов йода. Например, ногут рассматриваться следующие Формы: аэрозоли, нолекулярный 1г> летучие органические соединения и, кроне того, активность, сорбированная на поверхностях.

Для описания процессов переноса радионуклидов в помещениях АСсистена балансных уравнения в общем виде ножет быть представлена следующим образом:

о к t

I а V " ° * d<» • SJ

. h + 1 "л, ajn- + \ aj + n aj v7'

1=1 n-t j

9 к

dAt ' Ele 9 l g hl » g „

au- Ц* - rx, • Ai ♦ E,» ♦

Кe i l 131

di » di a N

+ Xj Aj + \J AJ . С9Э

• к ^ x '

Д VT8" - E XJ- vK

d» 9 — d4 a hz g

♦ \ A, 71 ♦ A, ♦ \ v

dAi 1 * - "a a • vi *

яг - - EX. • A. + CX. А, + X, A.Jii + Еч X A, dt t ¡ i 1 i • i 1 s j 'n n Jn

Здесь приняты следующие обозначения:

.) - чис ло рассматриваемых участков Ci, J- индексы участков}, К - число источников поступления активности,

Н - число иуклйдов-иредшественников данного нуклида.

- го -

A9, AVA*- удельные объемные радиоактивности газообразной,

аэрозольной и элементарной Форм соответственно, Бк/н® Ая- удельная поверхностная активность, Бк/н* а - эффективность источника

В - активность среды источника С произведение а»В должно иметь размерность Бк/с 3

Е - доля выхода активности из среды источника в атносФеру участка, к - эффективность удержания при перетечках нежду понешенияни; V - объен помещения, м3

S - полная площадь поверхности осаждения элементарного участка, nz 1? - выход дочернего изотопа при распадс нуклида-предшественника, <5 - доля выхода данной формы активности С для нуклидов, имеющих

несколько Форм обьенной активности 3, р - постоянные скорости перетечек парогазовой снеси нежду

эленентарныни участками, 1/с, X. - постоянная радиоактивного распада, 1/с,

К - постоянная скорости выведения радиоактивности из

рассматриваемого обьена за счет 1-го процесса, 1/с,

Величина- выброса активности из здания АС во внешнюю среду

определяется следующин образом:

к J '

* - Е Е cioi

У - выброс из J-ro помещения на k-ю высоту

J I

. v

kj J kj kj j J А* - удельная активность в J-н объеме

j - скорость утечки активности из j-ro помещения на к-ю высоту

ckj~ 'Активность очистки воздуха на Фильтрах К - количество высот, на которых возножен выход активности J - количество Ьбьенов из которых происходит утечка

Известное распределение радиоактивности в здании позволяет ирородить расчет дозовых нагрузок на персонал АС

Мощность эквивалентной дозы гэмнв-излучения от радиоактивности, содержащейся п атмосфере понеменип, вычисляется по Формуле для

точки, находящейся в центре объемного сферического источника, а объен сферы при этон принимается равным объему помещения.

При определении дс?зы гамна-излучения от активности, накопленной на поверхностях помещений Сс учетом поверхностей оборудованияЭ, поверхностные источники условно равномерно раэнещаются ь^ сфере радиуса а нощность дозы находится по формуле для точки в центре

сферического источника.

При оценке дозы бета-излучения учитывается только объемный источник в атмосфере помещения, поскольку /3-иэлучение 'осевших на' поверхностях радионуклидов практически полностью поглощается в воздухе.

Мощность дозы внутреннего облучения критических органов либо всего тела пропорциональна содержанию в них радионуклида!

Р « к»ССО „ С1£Э

I

где ССЪЭ - содержание нуклида, Бк

к - коэффициент пропорциональности, определяемый для каждого криторгана и каждого радионуклида на основании справочных данных, Эв-'Бк^с

Накопление активности в организме описывается следующим

образом:

- сЗС

5Г " а-**ссо С13°

О а «

ССО «— С1-ехрС-Х О} + СцехрС-X О при

О - скорость поступления актичпости, Бк/с

для ингаляционного пути поступления активности: «А*'

а

V 7 средняя скорог ть дыхания при активной деятельности <1

- скорость выведения нуклида из организма С сумна скоростей выведения за счет распада и за счет биологических процессов Э

При нулевой начальном содержании нуклида в органе получим, если

Т - время поступления активно' ти в организн, Т^- вреня, за которое

оценивается доза, и Т < Т : »2

О. = с 1 4Э

Г** V " V 1

-V А -е>крс у А С1 -е'хрС -Х3ТО:> »ехрС -Хс С-ТО ?с11

.* (о т» ]

- гг -

Главе 4 Модель расчета радиационных последствий аварий на АС

4.1 Модель переноса радиоактивных продуктов е атмосфере

Попадающая в атмосферу в результате аварийных ситуаций на АС радиоактивность рассеивается в приземном слое и постепенно осаждается на поверхности и распадается в результате радиоактивного распада. В итоге в атмосфере и на поверхности зенли вблизи АС Формируется динамическое распределение радиоактивных веществ, создающих определенную радиационную опасность для проживающих а этой зоне. Модель рассеяния принеси в атмосфере в данной работе строится на основе хорошо известной Гауссовой модели и классификации погодных условий по Паквиллу-ГиФФорду.

Уравнение для расчета концентрации примеси а воздухе при кратковрененном Ст.е. при неизменных условиях рассеяния в атмосфере} выбросе с учетон оседания и распада принеси можно записать в виде:

А Сх.у.г.О = аСЪ - ^Ь*ГСх^*вСх, у,23 С153

V и .

У*

ехрС - — 3 го*

= ЯСС - -3*ГСхЗ* -«—у -

г*п*о' »с «и

у *

Сг-ЬЗ ^ , ' Сг+ЬЗ ехрС - -3 + ехрС - -+ Е

г о* го*

где <3<х, у.гЗ - так назыпаемыЯ Фактор разбавления,

Ч - модность источника выброса,

£~СхЗ - Фактор истощения, учитывающий сухое осавдение, вынывание осадками и радиоактивный распад примеси.

о ,о — коэффициенты дисперсии, у г

Ь = ЬСхЗ - высота струи над поверхностью

и = иСЮ - скорость ветра на высоте Ь

Е - член, учитывающий влияние приподнято« температурной инверсии.

Наряду с состоянием атмосферы. характер подстилающей поверхности, над которой происходит распространение облака примеси, влияет на интенсивность процессов диффузий. При иэнемении "шероховатости" поверхности, над которой движется облако, изменяется и скорость "разнытня" струи вследствие "зависимости коэффициент«

- аз -

вертикальное дисперсии а от паранетра "шероховатости" z . Для учета влияния переменной "шероховатости"- поверхности зенли, а также попадания выброса в азродининическую тень здания введено понятие "эффективного" удаления источника Сси, Рис. -4.1Э, которое ищется из условия

V « п*а Сх ,Cz 5«ff Сх ,3«u •» п*с Сх.Сг Э»сСх Э»ц * const С16Э > •( ot у I •( ог у ml

где V - объем истекающего из источника газа в единицу времени

поверхность

Рис. 4.1

Формирование объемного источника при выбросе

в аэродинамическую тень здания и изменение интенсивности диффузии струи выброса при изненемии шероховатости поверхности

г < г > Т

о 1 о.- оэ

А,В,С - расположение «зффективього» источника при различных

4.Е Описание площадки источника

Для описания площадки, на которой расположен источник поступления радиоактивных продуктов в атносФеру и в пределах которой рассматривав гея движение "облака выброса разработан подход с испольэованиен,в отличие от о5ычно приненяеной полярной, декартовой системы координат. В данной подходе площадка разбивается на квадратные элементарные участки Сем. Рис. 4. й) и для каждого элемента Фиксируются следующие характеристики:

- плотность населения,

- параметр "шероховатости" поверхности,

/

- Ё4 -

- высота относительно некоего фиксированного уровня,

усредненные Факторы зашиты от гамна-излучения и ингаляционного поступления для той доли населения, которая находится в зданиях.

К1

. Площадка источника выброса А - источник, К1, К2 - координаты Источника - систена координат, в которой рассматривается движение облака выброса

Сх.уЗ - координаты точек, для Которых производится расчет

Разработан специальный Формат представления данных по площадке; понино вышеперечисленных параметров Фиксируется также набо^ характерных метеоусловий. С Выполненные исследования показали, л частности, что для континентальмкх районов Крайнего Северл характерна большая вероятность штиля и инверсии, чем д.л-1 Вентрального регионаз.

Использование декартовой системы координат позволяет, при проведении проектных расчетов, перемещать источник по площадке и отслеживать изненение радиационных характеристик при различных расположениях источника выброса относительно населенных пунктов.

' Помино этого, появляется возможность моделирования последствия, обусловленных несколькими разнесенныни в пространстЬ• и времени источникани выброса.

4.3 Расчет доз облучения

В нодель включены несколько путей радиационного воздействия, обусловленного выбросами радиоактивных продуктов в атмосферу:

- гамма- и бета-излучение радиоактивных веществ, содержащихся в облаке выброса и осевших на поверхности земли,

- внутреннее облучение от радиоактивности, ингалированной за время, прохождения облака и при вторичнон подьене в воздух осевшей принеси,

- внутреннее облучение за счет поступления в организм человека

*

радионуклидов по пищевым цепочкам.

В разработанной подходе.инеется возможность для расчета Дозы . облучения за любой промежуток времени, не привязанный к ноненту начала аварийного выброса, что ноже г быть использовано при расчете доз при ликвидации последствий выброс«.

В рамках данной нодели пищевой путь облучения населения учтен приближенно, поскольку данная Нодель ориентирована на проведение расчетов радиационных последствия аварийных выбросов На первой этапе аварии и в непосредственной близости от источника, где роль этого пути облучения значительно снижается возможностью его эффективного контроля и ограничения. Понино того, для относительно крупных населенных пунктов в районах Севера, вблизи которых в первую очередь целесообразно использование АСММ, характерна очень низкеп доля местных продуктов питания.

4.4 Модель расчета последствий облучения

Воздействие ионизирующего излучения на население ноаеет приводить к появлению различных неблагоприятных для здоровья людей эффектов, при эгом вид, тяжесть и вероятность .появления того или

иного эффекта определяется величиной дозы и группой органов, в наибольшей степени подвергшихся облучению.

пороговые эффекты обусловлены острый лучевым поражением

различных органов. В данной нодели учитывается три типа подобных

эффектов - "ранние" сМерти, радиационные "ранения", и поражения

щитовидной железы. "Ранние" снерти и "ранения" когут быть вызваны

лучевын поражениен нескольких органов, при этон обычно полагают

независиость эффектов поражения различных органов. При такон подходе

вероятность появления определенного эффекта находится как сунна-.

Р = Р + С1-Р Э*Р С1-Р Ж1-Р 3*Р + ... С173

» >2 i га

где Р - вероятность появления эффекта при поражении 1-го органа причем Р^ > Pz > Ра >. ...

Для аппроксимации Функции вероятности возникновения эффекта от величины дозы используется соотношение:

0 • при D < PD^

l-expC-ceD'b при PD4 < D < PD_ С183

1 при D > PD^

где О - доза на критический орган

п - коэффициент, различный для разных видов последствий,

PD^ - нижний порог, при величине дозы ниже РО( эффект не наблюдается,

PD2 - верхний порог, при дозе больше PD^ вероятность возникновения эффекта 10ОЯ.

c=ln2^CLD 3 so

LDao - доза ЗОЯ вероятности поражения.

Тяжесть стохастических эффектов, в отличие от пороговых, не зависит от дозы, полученной индивидуунон - от величины дозы зависит только вероятность возникновения таких эффектов. Для нахождения вероятности стохастических эффектов облучения чаще всего принимается линейная эависиность, дающая, как считается, консервативную оценку вероятности, в виде:

р « К к D (1вЗ

где К - коэффициент пропорциональности.

.Основной тип проявления стохастически/ - различим»

доброкачественные и злокачественные опухоли> а также генетические эффекты, число которых и позволяет находить предложенная нодель.

.4.а Учет мероприятий по защите населения от облучения

Суть разработаной модели учета защитных мероприятий при определении последствий облучениязаключается р следующем: весь рассматриваемый промежуток, времени после ' аварийного выброса разбивается на ряд подннтервалов, каждый из которых характеризуется несколькими параметрами:

- долей эвакуированного населения, СРис. 4. 33

- долей населения, находящейся вне каких-либо укрытий,

- несколькини группами населения, оставшегося в зоне поражение с различной степенью защищенности, для которых Фиксируется три коэффициента, характеризующими степень защищенности населения в укрытиях от гамма-излучения облака, гамна-излучения поверхности и от ингаляционного поступления. Для каждой иэ групп находятся свои дозы и вероятность неблагопрятных последствий облучения.

Разработаны рекомендации, на основе опубликованных результатов, по оценке эффективности различных защитных 'неролрияй, таких как укрытие в убежищах, запита органов дыхания, "йодная" профилактика, эвакуация, дезактивация.

Вне укрыткя

Pile. 4.3

Изменение численности различных групп населения при проведении защитных мероприятий

- S8 -

Глава В Влияние спэцифакн АСШ на показатели Севопаонооти

5.1 Предельный выброс при авариях На АСММ

В данной разделе, о соответствии с действующини норнативныни г

докунентани, определены величины предельно-допустимого выброса, при

которой еще не требуется эвакуация населения, для различных удалений

от источника выброса. Другини словани, получена функция величины

выброса V , зависящая от расстояния от источнике выброса 1?, такая, о

что

при V < V СЮ всегда ГСЮ < О СЗОЭ

о о

где V - выброс радиоактивных продуктов в атмосферу

КЯЗ - доза облучения населения на удалении I? от АС выбранный дозовый предел

В качестзе предела Оо использован нижний уровень доз для Принятия решения о эвакуации для критической группы населения -детей и беременных женщин, причен расснатрено два подкритерия:

- доза внешнего облучения за первые 1.0 суток после аварии для наиболее уязвиного человека из Критической группы не "должна превышать 0.01 Зв;

- доза внутреннего облучения щитовидной железы детей за счет ингаляции не должна превышать 0.2 Зв;

Величины выброса Ся1Я7 и I13', при которых выполняется условие 0 < Оо> были рассчитаны на основе описанной в Главе 4 нетодики для различных удалений от АС. ПрЦ этом учитыбались наиболее неблагоприятные, с точки зрения радиационных последствий на местности, условия формирования источника и переноса в атмосфере. Поскольку вклад других С в тон Числе короткоживуиихЭ радионуклидов в дозу внешнего облучения на ранней фазе формирования радиационной обстановки При тяжелых авариях нойет быть весьма велик, был рассчитан относительный СПо отношению к Ск197Э рядионуклидный состав выброса при тяжелой аварии с расплавлением топлива водо-водяного реактора и без удержания радиоактивности в контейнненте. Как показывают расчетные оценки, выход в атмосферу при подобных авариях наиболее обогащен ненее летучими, чем йод и цезий, продуктами деления. Были рассчитаны коэффициенты увеличения дозы:

доза внешнего облучения за 10 суток от снеси радионуклидов

13?

доза внешнего облучения за 10 cy^ ж от Сз

доза облучения щитовидной железы от снеси радионуклидов доза облучения щитовидной железы от Ilsi

Было найдено, что эти коэффициенты практически не. зависят от расстояния от источника выброса и К^ * 22, а К « 1.9. В Таблице 5.1 представлены предельные выбросы Csis7 и X рассчитанные с учетон вклада в Форнирование дозовых нагрузок от других радионуклидов.

С точностью до 3>( Величина предельного Выброса описывается следующнини уравненияни

»в с-

С215

V eCs1,7.RD-3.33*10UKR1-9e, Бк

V CX1,1.Ri-3.63*10"MR1!", Бк о

где R задается в километрах.

Таблица 5.1

Предельные выбросы Сс учетон других радионуклидов}

Расстояние, кн ÇS1" Спо подкритерию 1Э 1181 Спо Нодкритерию 2Э

БК . Ки Бк - . Ки

0.1 5.5+9 . 0.15 5.8+10 1.6

о. г 2.2+10 О.-З 2.4+11 6. 3

0.9 , • 1.4+11 з.е 1.6+12 43. 0

1.0 5.9+li 18.3 6-3+12 170.

3. 0 2.1+12 37.0 2.4+13 6S0.

S. 0 3. 8+12 ■ 100. 4. Э+13 11S0.

7.0 6.8+12 180. 7.9+13 2100.

ю. 1.5+13 400. 1.6+14 4ЭОО.

13. 2.5+13 670. 2.9+14 , 7800.

20. Э. 7+13 ЮОО. 4.1+14 11 ООО.

аэ. 5. 5+13 1500. 5.5+14 16000.

30. 6. 4+13 1730. 7.9+14 21000.

40. 1.0+14 2700. 1.1+1S эоооо.

S0. 1.3+14 3SOO. 1.5+1S 40000.

0.2 Оценка "уровня безопасности АС налой нощности с использованием вероятностного подхода

Как било показано в Главе 1, часть указанных факторов может )сугублять последствия аварий, а другие, напротив, способствуют их

уменьшению. В этой части работы были рассчитаны показатели риска для населения при авариях на АСМИ с расплавлением активной зоны и наложением нарушений В Функционировании локализующих систем безопасности. Характеристики рассмотренных аварий в?яты по аналогии с американский исследованием "Guidance for Siting Criteria Development". NURgO-2239 и приведены в таблице S.2.

Таблица Б. 2

Характеристики аварийных ситуаций

Авария Состояние контейн- меита Состояние -систен локализации Продолжительность выброса, часы Высота выброса, н Разность температур выброса и атмосферы, С Вероятность, 1ХГОД

AI поврежден отказали 2 20 SO 10e-S

А2 поврежден работают 2 20 SO 2*1 Oe-S

A3 утечка 1% объема за сутки работают 2 20 20 10e-4

Модность реактора в расчетах принималась равной ISO КВтСтЭ, исходя из того, что реально наксинальная численность населения поселка, "вблизи которого может бьгть расположена двухблочная АСИМ, обеспечивающая его полного энергоснабжение, может составлять в регионах Крайнего Севера до 50 тыс. человек. В данной работе

рассматривались два сценария поставарийных мероприятий по защите населения от облучения при авариях. В первой случае Ссценарий С1Э предусматривается оперативное начало эвакуации с укрытиен людей а зданиях и убежищах. При сценарии С2 в течение первых пяти суток после аварии эвакуация не проводится, однако предусмотрено укрытие населения в подготовленных убежищах.

0 расчетах использовались вероятности реализации различных типов погодных условий, характерные для районов Севера, полученные в результате специально выполненных исследований.

Результаты расчета среднеожндаеных значений Функционалов числа ранних -летальных исходов CEarly fatalities - ЕЮ, случаев ранней лучевой болезни CEarly injuries - EXD и раковых заболеваний CLatent fatalities - LF) представлены в таблице S. 3. Здесь же приведены аналогичные показатели для условных реакторов типа pwp

мощностью 11 £0 МВтСзЭ на реальных площадках американских А С Zio ri и Surry, для которых характерна высокая плотность населения. В таблице 5.3 приведены также оценки последствий аварий типа А1 для случая без проведения каких-либо мероприятий по защите населения в поселке, и оценка среднеожидаемого значения LP среди населения, проживающего вне зоны планирования противоаварийных мероприятий.

Таблица S.3

Условные среднеожндаемые характеристики последствий облучения

Авария Расстояние Сценарий число случаев

кн EF EI L.F

А1 1 CI а. а 216 . 22.8

са г. а 154. 17.8

без защиты на 2-й день 712. 1590. 10S.

на 5-й день GS2. 1750. 163.

3 С1 1.9 - а 0.28 Е. 5

C2 , . 1.8 - а о.аз 1.84

5 С1 0. 0, 0. 63

C2 0. 0. 0.39

q С1 0. 0. 8. 9 - а

С2 0. 0. 7.6 - а

вне зоны проведения защитных мероприятий г. 1

23 ОН 520. ieoo. 4000.

surry 65. 330. 1700.

да 1 C1 0. 0. 1.13

са 0. 0. 0.72

3 С1 0. 0. 0. 38

са 0. 0. 0.15

ZLOH 4.1 32. 330.

surry 0. 0. 95.

a3 1 C1 ( . 0. 7. 9 - 3

ха 0. 0. S.1 - 3

ZION 0. о. 1.S

surry 0. 0. 0. Э

* Т.е. при условии, что та или иная авария произошла

Анализ полученных результатов позволяет сделать ряд выводов: 1. Среднесшидаемые последствия аварии с расплавлением активной зоны, отказон систем локализации и разрушением конгейннента существенно больше, чем для других авария и вклад в полный риск для населения от аварий меньшего масштаба не превышает нескольких процентов.

2. Масштаб радиационных последствия аварий быстро снижается при увеличении расстояния от АСММ до населенного Пункта. То есть, при отсутствии вблизи АСММ.крупных городов С что Практически всегда имеет местоЭ, учет только ближайшего поселка является достаточный для достоверной оценки риска.

3. При аварии типа AI показатели риска для АСММ, даже при нормировании их на мощность реактора, при удал нИи ее от поселка, равном 1 кн. меньше соответствующих показателей для крупных АС.

4. Известна следующая концепция "целей безопасности":

- для среднего индивидуума, проживающего в окрестности АС риск Внезапной снерти в результате аварии на реакторе Не должен превышать 0.1Я усредненной величины риска гибели в результате, природных и техногенных инциндемтов j

- для населения, проживающего вблизи АС риск погибнуть от рака, являющегося следствием работы АС, не должен превышать 0.1« суммы рисков погибнуть от рака, возникающего По другим причинам.

Величины- риска, соответствуюаие двум вышеуказанным целям, составляют длй развитых стран приблизительно 5нюв-7 и 3*1 о#-б 1/год, соответственно.

Используя данные таблицы 3.3 и Принимая, что численность Населения» которое подвергается риску воэделтвия аварийных выбросов АСММ. еоставлйет SO тыс. Человек, йо&но оценить, что обе вышеуказанные "цели безопасности" будут достигнуты даже для случая удаления АСММ от поселка на 1 км, если вероятность возникновения аварии типа AI йа АСММ не превышает величины в*!Ое-Э 1/год. Если же защитные меры не Предусматриваются совсем, то соответствующее значений вероятности аварии для АСМ не должно превышать 3*10е-3 i/Тод. Отметим, что средняя для крупных АС вероятность аварии типа AI оценивается как 1»Юв-3 1<тоА. Для проектируемых АСММ Подобная величина долйна находиться, на уровне не хуже Юе-7 i/год, то есть для них указанные •'цели безопасности" будут заведомо реализованы.

-Таким образон, Показано. Что ДЛИ АСММ величина рисг.а, Полученная с учетом комплекса их специфических особенностей существенно ниже,, чем для крупных АС. Высокий уровень безопасности населения Может быть достигну+ и Обоснован при размещении АСММ в непосредственной близости к потребителям энергии.

- ЭЭ -

Заключение

1. Проведен комплексный анализ совокупности Факторов, являющихся специфичными для обеспечения радиационной безопасности АС налой мощности,' связанных с особенностями конструкторских и проектных инженерных решений, использованиен нетрадиционных натериалов, размещения и природно-клинатических условия региона перспективного использования АСММ.

В. На основе современных представлений разработана нетодика анализа формирования источника выхода радиоактивных веществ из теплоносителя и • топлива АСММ в аварийных условиях. Получены количественные реконемдации по оценке выхода радиоактивных продуктов из различных источников.

3. Разработана нодель, предназначенная ДЛЯ расчета Нротекания процессов тепломассопереноса в здании АС. Данная нодель, с учетом динамически меняющихся паранетров сред, Позволяет проводить инженерпые расчеты процессов Переноса радиоактивных продуктов в помещениях станции, учитывать действие систен локализации и находить распределение радиоактивных веществ в здании АСММ. характеристики выброса в атмосферу. а также йараНетрЫ радиационной . обстановки в обслуживаемых помещениях.

4. Для анализа радиационных последствий выбросов радиоактивности создана нодель расчета _переноса радиоактивных продуктов в атмосфере. Формирования' дозовых нагрузок на Население» расчета последствий облучения. Модель позволяет учитывать различные варианты защитных мероприятий. Разработанный подход к описанию характеристик площадки размещения источника Позволяет анализировать влияние на показатели безопасности населения различных вариантов разнещения АСММ относительно населенных пунк+ов, а Также учитывать несколько источников радиоактивного загрязнения.

. 3. Разработан комплекс программных вычислительных средств. Программы РАПИРА. РОПАС и ВЫБРОС позволяют проводить анализ практически всех аспектов - задачи обоснования радиационной безопасности АСММ. При этон большое внинание уделялось использованию верифицированных зависимостей, алгоритнов и констант, созданию быстродействующих расчетных инструнентов для оперативного

проведения нноговарнантных расчетов. \

в. Проанализировано влияние требования об исключении эвакуации населения при любих рассматриваемых авариях на АС налой мощности на допустимое удаление станции от населеныых пунктов. Найдена величина предельного выброса, при котором уровень, доз- при наиболее неблагоприятных метеорологических условиях не превысит предел облучения, при котором нохет быть целесообразной эвакуация населения.

7. Разработан метс<< сопоставления АСММ и мощных АС по критериям риска для населения, проживающего в непосредственной близости от станции. Показано, что равный с крупными АС риск для населения достигается в случае АСММ при значительно менее жестких требованиях по вероятности тяжелой аварии даже в случае размещения АСММ в непосредственной близости от населенного пункта.

8. Разработанная нетодология анализа и решения вопросов обеспечения радиационной безопасности АСММ использовалась, в частности, при обосновании безопасности таких станций налой и средней мощности как Первая АЭС. Билибинская АТЭП С1 и 2 очереди). ACT с реакторами РКМ. РУТА, АТЭЦ-ISO, плавучая АС "Волнолом-3" с установкой АБВ-6 и ряд исследовательских реакторов.

9. В силу использования обобщенных представлений, широты

г

охвата описываеных процессов и стренления избежать привязки к условиям, характерным только для специфического объекта, разработанные нетодики в целой оказались применимыми не только для АСММ, но и, в определенной степени, для анализа безопасности других объектов, представляющих потенциальную радиационную опасность нощных АС, исследовательских реакторов, хранилищ радиоактивных отходов и других. .

Основные наложения диссертации опубликованы в работах!

1. Баранаев Ю.Д.. Викторов А.Н. , Суворов А. П. Програмна расчета радиационных последствий - радиоактивных выбросе» в

атмосферу."Атоннаяэнергия", т. 69, Выл 63, 1991 г.

г. Баранаев Ю.Д. , Викторов А.Н. Использование вероятностных сценок при анализе безопасности АС налой мощности. Доклад иа Конференции по безопасности АЭС, Москва. 1989

3. Баранаев Ю.Д. , Викторов А.Н., С/^-рсв А.П. Программное

обеспечение анализа радиационной безопасности при проектировании АС. 1АЕА-ТС-5вО. ОЭ, 1веа

4. Баранаев Ю.Д., Викторов А.Н., Суворов А.П.Радиационная безопасность канального реактора модульного типа для ACT при норнальной работе и авариях. В-я конференция по защите,_ ИФВЭ, Протвино, 1989

5. Баранаев Ю-Д., Викторов А.Н. Расчет радиационных характеристик при выбросах радиоактивных продуктов в атмосферу. Препринт вЭИ-ЙОаЭ, 1989

в. Баранаев Ю. Д., Викторов А.Н. Анализ влияния внешних факторов на безопасность АС налой мощности. Nuclear Safety, V 32-1, 1991

7. Баранаев Ю.Д.. Викторов А.Н. Програмна расчета транспорта радиоактивных продуктов в здании АС. Доклад на сенинаре МХО Интератонэнерго, 1990

8. Баранаев Ю. Д. , Викторов А.Н. ВЫБРОС-1 - программа расчета последствий выбросов радиоактивных продуктов в атмосферу. Техкомитет МАГАТЭ по анализу безопасности с помощью компьютеров, Москва, 1990

9. Баранаев О. Д. , Викторов А.Н. , Долгов В. В., Сергеев (O.A., Орехов Ю. И. Решение вопросов безопасности в проектах АС налой мощности для удаленных районов. Сборник докладов семинара ЯО СССР, Москва, 1991

10. • Баранаев Ю.Д. , Викторов А.Н., Долгов В.В.. Мосеев Л.И. Экспериментальное определение выхода продуктов деления из топлива реакторов Билибинской АЭС в условиях, моделирующих тяжелые аварии. "Атомная энергия", т. 74, вып. 9, 1993

11. Викторов А.Н. Определение предельного выброса при тяжелых запроектных авариях на ^ЭС. "Атомная энергия", т. 74, вып. 4, 1993

12. Баранаев Ю.Д., Викторов А.Н. Probabilistic Assessment оГ Postulated Severe Accident ' Consequences of Small Nuclear Power Plants. ДоклаД на Техкомитете МАГАТЭ, 1992.

13. Баранаев Ю.Д., Викторов А.Н. , Долгов В. В. Исследование выхода продуктов деления из топлива реакторе Билибинской АЭС. Сборник докладов конференции-ЯJ-вЗ, Нижний Новгород, 199Э

14. Баранаев О.Д. . Викторов А.Н., Долгов В.В., Суворов А.П. Решение вопросов радиационной безопасности при разработке проекта 2-й очереди БиАЭС. Сборник докладов XV Менделеевского съезда, Обнинск, 1994.

- Зв -