автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Обеспечение радиационной безопасности в аварийных ситуациях при эксплуатации АС

РГ6 од

У 6 СЕН Ььз

Научно-производственное объединение "ЭНЕРГИЯ"

Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций (ВНИИАЭС)

На правах рукописи ИВАНОВ Евгений Анатольевич

ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ В АВАРИЙНЫХ СИТУАЦИЯХ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ АС

05.14.03 - Ядерные энергетические установки

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва - 1993

Работа выполнена во Всероссийском научно-исследовательском институте по эксплуатации атоиных электростанций.

Научный руководитель: кандидат физико-математических наук

ст.н.с. Хамьянов Л.П.

Официальные оппоненты: доктор технических наук

профессор Наикович В.П.; кандидат физико-математических наук Анисимова Л.И.

Ведущая организация: РНЦ "Курчатовский институт"

Защита состоится "_07_"__октября__1993г. в 12 час. 00 мин. на заседании Специализированного совета И.167.01.01 во Всероссийском научно-исследовательском институте по эксплуатации атомных электростанций по адресу: 109507, Москва, Ферганская ул., д.25.

Просим прислать отзыв в 1 экземпляре, заверенный печатью организации, или принять участие в работе совета.

Автореферат разослан "____"___________1993г.

Ученый секретарь

Специализированного со&&Т€г~^ ^

к.т.н. ст.н.с /•^ТЪ^Ут'лл' Б.Я.Березин

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность проблемы

В 1992г. вклад АС в производство электроэнергии в России составил около 10%. Атомная энергетика оказалась одной из немногих отраслей, которая в 1992г. не снизила объем производства. Выработка электроэнергии на АС составила 119,6 млрд. кВт.ч (в т.ч. реакторы ВВЭР - 52,4 млрд. кВт.ч). Широко используется атомная энергетика и в других странах. Так по данным МАГАТЭ в 1992г. в мире действовало 415 энергоблоков, которые давали 14У. всей производимой на планете энергии.

В отношении большинства стран, эксплуатирующих АС, можно сказать, что они сильно зависят от ядерной энергетики и не имеют реальной возможности заменить ее обычными энергоисточниками.

По крайней мере два важных момента определяют необходимость развития отечественной ядерной энергетики - возрастающая стоимость органических энергоресурсов, требуемых для удовлетворения потребностей экономики в энергии, и сложная экологическая обстановка, улучшение которой невозможно без замены органических источников энергии ядерным. Однако, говоря о необходимости и возможности дальнейшего развития ядерной энергетики, следует учитывать, что атомная промышленность имеет право на свое существование только при условии ее безопасности для населения и окружающей среды. Без учета этого факта невозможно прогнозировать дальнейшее развитие ядерной энергетики.

В этой связи особое значение приобретает исследование возможных радиационных последствий в окружающей среде аварий на отечественных АС с реакторами различного типа.

В основе таких исследований лежит выбор и обоснование исходных данных об источнике аварийного выброса (нуклидный состав и физико-химические формы радионуклидов, длительность, высота, температура, начальный импульс выброса и т.д.). Следует отметить, что основная трудность здесь состоит в необходимости максимального сужения разброса значений исходных данных для получения приемлемого разброса в оценках радиационных последствий одной и той же аварии.

В случае радиоактивного выброса, контролю и прогнозу с целью принятия адекватных мер по защите населения должны подлежать интег-

ральные характеристики загрязнения, такие как интегральное поступление радионуклидов на поверхность земли, загрязнение сельскохозяйственной продукции, дозовые нагрузки на население по различным путям воздействия в функции времени, прошедшего после аварии и т.д.

В основе прогноза радиационных последствий в окрувающей среде проектных и запроектных аварий на АС ленит расчет поля временного интеграла объемной активности радионуклидов с учетом основных действующих факторов. Необходимость проведения многовариантных расчетов при решении прогнозных задач и необходимость получения оперативных оценок в случае радиационной аварии на АС требует реализации модели рассеяния радионуклидов в атмосфере в виде эффективной и экономичной вычислительной программы на ЭВМ, позволяющей отслевивать динамику радиационной обстановки в окрувающей среде при аварии на АС в реальном времени с помощью графического отобравения информации на экране монитора и представления выходной печатной информации в форме, удобной для анализа и принятия решения.

Из класса проектных аварий наибольший практический интерес представляет рассмотрение максимальной проектной авариии (МПА). Обеспечение радиационной безопасности населения и окрувающей среды при проектных авариях на АС обеспечивается принятыми в проекте техническими решениями и наличием санитарно-защитной зоны (СЗЗ) вокруг АС, за пределами которой ни при каких условиях не будут превышены аварийные дозовые пределы. Иначе говоря, защита населения и окрувающей среды достигается за счет принятых технических решений и фактора удаленности от источника выброса. Следовательно, задача обеспечения радиационной безопасности населения при проектных авариях на действующих АС сводится к обоснованию и установлению размеров СЗЗ. Понятно, что безопасность населения при МПА на АС гарантирует его безопасность при любой другой проектной аварии.

При рассмотрении класса запроектных аварий наибольший практический интерес такве представляет авария с максимальными радиационными последствиями в окрувающей среде. Очевидно, что план мероприятий гражданской обороны, способный защитить население в случае такой аварии, позволит обеспечить его защиту при любой другой зап-роектной аварии. Однако на этом аналогия мевду классами проектных и запроектных аварий заканчивается. Действительно, если в случае МПА первичными являются данные об источнике выброса, а размер зоны ее воздействия (СЗЗ) является производной величиной, то в случае мак-

имальной запроектной аварии, под которую будет разрабатываться !лан защиты населения, такая позиция, очевидно, неприемлема. По той причине этот вопрос требует отдельного рассмотрения на основе чета особенностей района размещения АС, социально-экономического ¡актора, а также фактора общественного мнения.

Объективный вывод о праве ядерной энергетики на существование в ешанщей степени зависит от возможности безусловного недопущения будущем аварии, подобной "чернобыльской", а такае от поддержания иска для населения при эксплуатации АС на приемлемом уровне. Из-естные многочисленные оценки такого риска генерировались без учета адиационных последствий в окружающей среде возможных аварий на АС. онятно, что такие оценки риска нельзя признать корректными. Вместе тем, имеется принципиальная возможность учесть этот фактор и поучить реальные оценки риска.

Исключительно важным в прогнозных оценках и при составлении ланов защиты населения в случае радиационных аварий на АС является спользование результатов исследования радиационных последствий варии на Чернобыльской АЗС. В этой связи болыой интерес представ-яют данные, полученные Комплексной экспедицией ВНИИАЗС в ареале .Славутич в период 1988 - 1992г.г.

Цель работы

Целью работы является: анализ процессов выхода ПД из активной зоны реактора, миграция их по помещениям станции, формирование радиоактивного аварийного выброса, рассеяние радионуклидов в атмосфере и аварийное облучение персонала и населения при радиационных авариях на АС; разработка методики и программы расчета радиационных последствий аварий, на АС;

анализ радиационных последствий МПА и запроектных аварий на АС; разработка концепции реперной запроектной аварии на АС для подготовки сил и средств гражданской обороны на случай радиационной аварии:

разработка методологии оценки риска для населения от развития ядерной энергетики с учетом возможных радиационных аварий; исследование динамики радиационной обстановки после аварии на Чернобыльской АЭС в ареале г.Славутич.

Новизна работы

Новизной в данной работе является:

- рекомендации по выбору диапазона значений исходных данных при расчете радиационных последствий аварий на АС;

- методика расчета аварийных доз облучения персонала и населения при длительной утечке радионуклидов из-под защитной оболочки реактора в атмосферу;

- результаты анализа радиационных последствий МПй и запроектных аварий на ЙС с реакторами различного типа, полученные на основе единых научно-методических позиций;

- концепция реперной аварии на ЙС для разработки мер по планированию защиты населения;

- методология оценки риска для населения от развития ядерной энергетики с учетом возможных радиационных аварий;

- результаты исследований радиационных последствий аварии на ЧАЭС в ареале г.Славутич;

- оценка эффективности влияния дезактивационных мероприятий на радиационную обстановку в г.Славутич.

Практическая ценность и реализация результатов работы

Собраны и систематизированы данные о выходе ПД из активной зоны реактора, миграции их по помещениям станции и формировании аварийного выброса радионуклидов в атмосферу. Разработаны методика и программа, адаптированная к IBM PC AT/XT, расчета радиационных последствий аварий при длительной утечке радионуклидов из-под защитной оболочки реакторов. Предложенный подход позволяет эффективно снизить излишний консерватизм в расчетах. Результаты анализа радиационных последствий МПЙ. и запроектных аварий на ЙС с реакторами различного типа были использованы для разработки плана по защите населения региона Балаковской, Ровенской, Южно-Украинской, Запорожской, Курской и Чернобыльской АЭС. Программа расчета радиационных последствий аварии внедрена во ВНИИЙЭС и ряде смежных организаций. Оценен риск для населения при эксплуатации ЙС с ВВЗР и показано, что он является социально-приемлемым. Концепция реперной аварии

на АС позволяет сформулировать дополнительные требования к системам безопасности, гарантирующим удовлетворительный уровень защиты населения региона АС. Обосновано отнесение г.Славутич в соответствии с цействующим законодательством к зоне усиленного радиоэкологического контроля, а ряда населенных пунктов 10-км зоны г.Славутич - к зоне добровольного гарантированного отселения. Разработан и внедрен регламент радиационного контроля г.Славутич и его 10-км зоны, обеспечивающий безопасность проживания населения и персонала ПО "ЧАЗС".

На защиту выносится

1. Рекомендации по выбору исходных данных при расчете радиационных аварий на АС,

2. Методика и программа расчета радиационных последствий аварий на АС.

3. Результаты анализа радиационных последствий МПА и запроектных аварий на АС с реакторами различного типа.

Концепция реперной аварии на АС для разработки мер по планированию защиты населения. 5. Методология оценки риска для населения от развития ядерной энергетики с учетом возмоаных радиационных аварий. В. Результаты исследований радиационных последствий аварии на ЧАЗС в ареале г.Славутич.

Апробация работы

Основной материал диссертации докладывался на меядународном семинаре "Внедрение методики расчета рассеивания радиоактивных веществ в атмосфере и облучения окружающего населения при нарушении нормальных режимов эксплуатации АС" (г.Пиештяны, ЧССР, 4-9 декабря 1989г.), международном семинаре по вопросу разработки методик расчета размеров зон планирования и подготовки мероприятий по защите населения в случае запроектной аварии на АС (г.Варна, НРБ, 7-12 мая 1990г.), на международных курсах повышения квалификации специалистов "Активная зона и радиационная защита реакторов" (г.Марианске Лазне, ЧСФР, 23-29 сентября 1990г.), на совещании рабочей группы

стран-членов МАГАТЭ по разработке "Руководства по обработке информации и данных после радиационной аварии на АС" (г.Вена, Австрия, 8-12 октября, 1990г.), международном совещании по обсуждению содержания методик оценки изотопного состава величины активности и характера аварийного выброса в атмосферу в зависимости от времени, активности в топливе и состояния барьеров и систем безопасности (г.Варна, Болгария, 5-10 октября 1991г.), на семинарах специалистов Минатомэнергопром СССР и фирмы "Huclear Electric" по теме "Радиационная безопасность АС" (г.Бристоль, Великобритания, 8-14 июня 1991г. и г.Москва, Россия, 30 мая - 4 июня 1992г.), на научной конференции стран СНГ "Актуальные вопросы ретроспективной, текущей и прогнозной дозиметрии облучения в результате Чернобыльской аварии" (г.Киев, Украина, 27-29 октября 1992г.), на международном симпозиуме "Восстановление и реабилитация радиоактивно загрязненных территорий в Европе" (Г.Антверпен, Бельгия, 11-15 октября 1993г.), на семинарах в МИФИ, ИПГ, ИБФ. РНЦ "Курчатовский институт", ИГМ АН Украины, НПО "Радон".

Автором опубликовано 11 работ по теме диссертации.

Структура диссертации

Диссертация состоит из шести глав, включая введение и заключение, и одного приложения. Объем диссертации состовляет 184 с. машинописного текста, включая 1 рис., 69 табл. и 110 наименований списка литературы.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В первой главе (Введение) обоснована актуальность гемы диссертационной работы. Исследованы вопросы воздействия АС на жруаанщую среду. Проведен комплексный анализ основных действующих ракторов, влияющих на выход ПД из активной зоны реактора, миграция эадионуклидов по помещениям станции, формирование аварийного ради-зактивного выброса, рассеяние радионуклидов в атмосфере и аварийное зблучение по определяющим путям воздействия на ранней и поздней :тадиях аварии на АС, на основе которого даны рекомендации по вывозу исходных данных об источнике выброса при расчетах радиационных ^следствий аварий на атомных станциях. Формулируется цель работы.

Во второй главе разработана методика расчета эадиационных последствий аварий на АС при длительной утечке радио-1уклидов из-под защитной оболочки реактора. В соответствии с пред-юненной моделью доза внутреннего облучения критического органа за :чет вдыхания радионуклидов, получаемая рецептором в точке М(х.у) к «оменту t после начала аварии, равна

ij t-x/u ij

Ding = Z Q0 КДП J A \ exp (-A \ ) d ] . (1)

ij i 0 i i

il

•де Q0 - интегральный выброс i-го радионуклида находящегося в j-ой физико-химической форме за весь период аварии; А\ - параметр, триблизительно равный сумме постоянной распада i-ro радионуклида и юстоянной утечки радионуклида из-под 30 реактора, т.е. А^ - Л-i + Ху ; КДПi - коэффициент дозового преобразования для i-ro радионуклида и рассматриваемой возрастной группы; Хт - кратковременный !за время Т) метеорологический фактор разбавления в рассматриваемой точке М(х,у) приземного слоя атмосферы (Z = 0), где находится рецептор.

Рассмотрим более подробно интеграл в правой части формулы :1), опуская для простоты индексы у соответствующих величин:

1-х/и ж-1 (к+1 )Т

3 = Л \ > ехрс-ду = А Е 5 \ ехр(-А|) (2)

О Т к=0 кТ

ш-1 (к+ПТ

ч< А Т I ехр(- к А Т) [(1/Т) 5 к=0 кТ

(3)

йе Г

ш Т = 1-х/и, и > 1,

Величина, заключенная в квадратные скобки, представляет собой метеорологический фактор разбавления за время Т, т.е.

(к+1 )Т

1 = (1/Т) 5 \ . Т кТ

(4)

Тогда уравнение (3) можно переписать в виде: 3 ч< Л Т (1 - ехр[- Л П - х/и)]> [1 - ехр(- Л Т)]"1 .

(5)

Заметим, что равенство (2), так же как и неравенства (3) и (5), справедливо для любого значения введенного параметра Т (или и).

Между функциями и Хг существует связь, задаваемая следующей эмпирической формулой:

-п

Т + х/и

X + х/и

(6)

В частности, если принять Т = 1 , то с учетом (6) выражение (5) примет вид:

-1

3 ч< (1 - ехр[ - Л (I - х/и)]} А1 [1 - ехр( -ЛТ)] Х^

ч< { 1 - ехр[ - Л ( 1-х/и )]} .

С физической точки зрения принятие Т = X означает, что мы пренебрегаем изменениями метеорологических условий (в частности, воз-мояными изменениями направления ветра) за время Ь после начала поступления радионуклидов в атмосферу,

В общем случае, используя соотношение (6), выраяение (5) мояно переписать в следующей форме;

3 ч< Л ,х,1), С8)

п

ЁСЛ.хД) = {1 -ехрС-ЛСЪ-х/и)]> К СЛТ) КгСАТ) СЛСХ+х/и)] , (9)

1-п -п

К4(5) = 5 /(1-ехр(-5)), К^СБ) = 11 + (Лх)/(и Б)! . (10)

Если Т >> х/и, то значение функции близко к единице. В этом случае зависимость правой части выражения (8) от параметра Т определяется зависимостью от этого параметра функции К(.

Экстремум функционала К^Б) достигается в точке $ = , удовлетворяющей следующему трансцендентному уравнению:

= С 1 - п ) С ехрС) - 1 ]. (11)

и

Причем, т.к. (Б,,) > 0, то при 5 = Я* значение функционала К^г) минимально.

С достаточной для практики точностью (погрешность не более нескольких процентов) при п < 0,7 решение трансцендентного уравнения (11) моано записать в форме:

= й + В - 4/3 ,

(1 = 1-4+ , В = [- Ч - !(Гг/5 . (12)

Ч = - 5,63 - 12п/(1 - п), 0=11+4*.

Так как неравенство (7) справедливо для любых значений параметра Т ^ I - х/и, то оно справедливо и для Тк = 5ЖА , если

Тк < t - x/u. В этом случае выравение (9) мовно записать в виде:

п

С ; С 1-ехр[-ЛСЪ-х/и)]) К4() КгС5 ШТ+х/и)] . (13)

Если рассчитанное по формуле (12) значение величины >Ли-х/и), то для параметра 5 мовно использовать такое его значение, при котором значение функции К^Б) будет минимально на интервале времени [0, Ь-х/и], т.е. 5 = Л (Ь-х/и). В этом случае (9) монно переписать в виде:

1 + x/u

G = Л ( t - x/u ) ( --------- )а (14)

t

Физический смысл формулы (14) состоит в том, что при малых временах утечки радионуклидов из-под защитной оболочки реактора мощность выброса принимается постоянной.

При длительном аварийном выбросе (свыше суток) следует принимать во внимание суточный цикл атмосферной устойчивости. В этом случае для расчета ингаляционной дозы облучения предлагается использовать следующую формулу

* „ 1 V] . ijt

Di = Z Z Pp Gi(A.t.x) [ КДП^ Q0 X ] . (15)

inj, Ц [ t 1 10

где Pt - вероятность реализации 1-ой категории устойчивости атмосферы (по классификации Пасквилла) в районе размещения АС.

Использование формулы (15) для оценки ингаляционной дозы при радиационной аварии на АС, которая сопрововдается длительным поступлением радионуклидов в окрувающуо среду, позволяет избевать излишнего консерватизма в расчетах.

Долговременные радиационные последствия в окрувающей среде связаны с выпадением аэрозолей аварийного выброса на поверхность земли.

Динамика плотности поверхностного загрязнения почвы отдельным радионуклидом в случае длительного выброса задается уравнением кинетики первого порядка:

----= - Х^ + иг Л (30 ехрС -М ) 1Х,

(11 (16)

Х^ = X + Х^ , Л = X + Ху ,

с начально-краевыми условиями

ЗЕ(х.уД=х/и) = 0, (17)

где X - постоянная радиоактивного распада; Х6 - постоянная биологического выведения; Хч - постоянная утечки радионуклидов из-под 30 реактора; иг - скорость турбулентного осаждения радионуклида на подстилающую поверхность; 00 - интегральное поступление радионуклида в окружающую среду; Зц - кратковременный метеорологический фактор разбавления; и - скорость ветра.

Решение задачи Ноши (16) - (17) можно записать в виде ж = иг Л 0о ехр[ -Л^ - х/и)3 I Х^ ехр(- Х^ ) (!}. (18)

о

Расчет мощности эквивалентной дозы облучения всего тела проводится по формуле

Ё) = В^ЭЗ , (19)

где В^ - дозовый коэффициент. Принимая во-внимание уравнение (16) и соотношение (17) получим следующее дифференциальное уравнение для расчета эффективной дозм облучения человека от выпадения радионуклида на подстилающую поверхность;

= - ^ + игЛ 0о В^ ехрС-ЛЪ) Хт. (20)

с начально-краевыми условиями;

6}(х,УЛ=Х/И) = 0, ^(х.уЛгх/и) = 0 (21)

Интегрируя уравнение (20) в пределах от 0 до ( I - х/и) и учитывая соотношения (18), (19) и (21), после нескольких преобразований по-

ЛУЧИН: 4-х/иг

0 (х.у.и = ив 0о Н„Л П ехр(-М ) Зцй^ -

* о / (22)

ь-хДг

- ехр[ - .Ци - х/«)1 | ехр(- Л..Д)

где Н^ = / - ожидаемая доза от поверхностно загрязненной почвы при начальной единичной поверхностной активности радионуклида. Можно показать, что

0 Сх.уД) ч< К Л . Ху,хД) 0о Н^ , (23)

ЯСЛ. Хч.х,П = С(Л.хД) - у ехрС-^а-х/и)] £( Х^.хД) (24)

где С(5,х,и - функция, определяемая уравнением (9).

В общем случае, когда в выбросе присутствует несколько радионуклидов в различных физико-химических формах, с учетом эффектов экранировки и суточного цикла атмосферной устойчивости расчет дозы внешнего облучения человека рекомендуется проводить по формуле

* ^ ^ 1 . Ч * Ч . Ч* 0.<х.у,и - 2 2 Р, Кэ и. ( Л , Л.„ ,хД) ид Ну 0о X. (25)

а 1,3 I ' 3 «

Расчет по формуле (25) позволяет избежать излишнего консерватизма оценок дозы внешнего облучения человека при радиационной аварии.

При расчете кратковременного фактора метеорологического разбавления используется наиболее в настоящее время обоснованная модель Смита-Хоскера, принятая за основу в ряде официально действующих документов.

Для проведения практических расчетов радиационных последствий в окружающей среде аварий на АС разработана программа 1.А1Ш, адаптированная для IВМ РС АТ/ХТ. Программа позволяет провести расчет аварийных доз облучения населения района размещения АС как при кратковременном выбросе (например, в случае крупной аварии с разрушением строительных конструкций), так и в случае длительной утечки ра-

дионуклидов в атмосферу из-под 30 реактора в функции времени, проведшего после аварии, для широкого спектра метеорологических условий, высот выброса и расстояний от аварийного энергоблока. Результаты расчета моано получить в табличной форме на дисплее и/или на печать, удобной для проведения анализа радиационной обстановки и принятия решений. При наличии графического отображения карты местности района размещения АС моано получить соответствующее графическое отобравение результатов расчета в виде изодоз с заданной подробностью изображения выбранных участков местности.

На основе программы ЬА1ЖА рассчитаны радиационные последствия МПА на отечественных АС с реакторами различного типа.

Проведен анализ радиационных последствий МПА на энергоблоке с ВВЭР-440 Ровенской АЗС. На удалении свыше 3 км от аварийного энергоблока при любой высоте выброса и наихудших погодных условиях значения дозы внутреннего облучения ЩИ ребенка не превысят аварийный дозовый предел (0,3 Зв).

Дан анализ радиационных последствий МПА на энергоблоке с ВВЗР-1000 Южно-Украинской АЗС. Для принятого по результатам контрольных испытаний расчетно-экспериментального значения утечки радионуклидов из-под 30 реактора (0,84% объема 30 в сутки) и наихудших условий выброса значения ингаляционной дозы облучения ребенка на всех расстояниях от аварийного энергоблока значительно (от нескольких раз до порядка) ниже аварийного дозового предела. Это означает, что для АС с реактором типа ВВЗР-1000 можно было бы и не устанавливать СЗЗ.

Анализ радиационных последствий МПА на энергоблоке с РБМК-1000 первого поколения (первые очереди ЛАЭС, ЧАЗС и КАЭС) показал, что аварийный дозовый предел для значений дозы внутреннего облучения ЩЯ ребенка может быть превышен вплоть до расстояний 40 - 50 км. Фактором, значительно снижающим значения ингаляционной дозы облучения, являются осадки с достаточно высокой интенсивностью (10 мм/ч). Однако даже в этом случае, аварийный дозовый предел будет превышен до расстояний 7 - 8 км, а потребность в защитных мероприятиях будет до 20 км от аварийного энергоблока.

Получено, что максимальные значения дозы внутреннего облучения Щ8 ребенка при МПА на энергоблоке с РБМК-1000 второго поколения (первая очередь САЭС, вторые очереди КАЭС и ЧАЗС) при реальных не-герметичностях помещений СЛА на расстояниях свыше 2 - 3 км от ава-

рийного энергоблока ниже аварийного дозового предела.

Проведенный анализ радиационных последствий в окружающей среде НПй на ЙС с реакторами различного типа позволяет сделать вывод о достаточно надежной защите населения в случае проектных аварий на ЙС с реакторами типа ВВЭР-440. ВВЭР-1000 и РБИК-1000 второго поколения введением 3-х км СЗЗ вокруг ЙС. При этом радиус зоны, где возможно потребуется проведение защитных мероприятий, не превысит 10 - 15 км.

Радиационные последствия НПЙ на энергоблоке с РБИК-1000 первого поколения приводят к превыиению аварийных нормативов облучения некоторой части населения на границе СЗЗ, что требует при эксплуатации этих блоков компенсирующих защитных мероприятий административного характера.

В третьей главе разработана концепция реперной аварии на ЙС, позволяющая оптимизировать силы и средства гражданской обороны, разворачиваемые на случай возможной радиационной аварии на ЙС в регионе ее размещения. Этот подход позволяет также определить дополнительные требования к системе безопасности действующих и проектируемых атомных станций. В основу подхода положено требование полного исключения социально-неприемлемых аварий на ЙС.

В качестве максимальной социально-приемлемой аварии предлагается принять аварию, радиационные последствия которой в окружающей среде не приводят к превышению аварийных дозовых пределов для крупных населенных пунктов, число жителей в которых превышает, например, 100000 человек. При отсутствии вблизи ЙС крупных городов, в любом случае, превышения аварийных дозовых пределов не должно быть нигде на расстояниях, например, свыше I* = 50 км. Т.о. значение максимально возможного аварийного выброса на ЙС, расположенной в конкретной местности, будет определяться системой следующих соотношений:

ОС, ) Ба, если Я ч< : С 26)

ОС ) ч< Оа, если И >

Здесь К - расстояние от ЙС до крупного города. Критериальное условие (26) накладывает достаточно жесткие требования к качеству экс-

плуатируемой реакторной установки и квалификации персонала и, кроме того, учитывает особенности размещения АС в конкретном районе. Однако при разработке планов ГО по защите населения в случае аварии на АС не следует ориентироваться на максимальную социально-приемлемую аварию, т.к. ее вероятность за весь период эксплуатации станции ничтожно мала.

В качестве приемлемой реперной аварии моано принять, например, такую аварию, выброс при которой является средневзвешенным значением между выбросом при МПА и при максимальной социально-приемлемой аварии. В диссертации получено, что выброс отдельного радионуклида при реперной аварии определяется выражением

2*Ч0

5 = - , (27)

С 1пС )За

^о ^МПЛ

где чмпА - выброс при МПА. Вероятность такой аварии за весь период эксплуатации энергоблока будет равна:

Н = { п(ц) * Тзкс }/ Т0 , где п(д) = 1 + (1/1) * 1п С).

(28)

Здесь Тэкс - период эксплуатации энергоблока; 1 и Т0 - параметры модели.

В работе показано, что значения вероятности реперной аварии за весь период эксплуатации блока АС лежат в интервале 0,011-0,035 1/год в зависимости от принимаемого максимального социальноприемле-мого выброса, который, в соответствии с критериальным условием (26). может быть различным для различных АС. Определение для конкретной АС значения ц0и приведение унифицированного проекта АС в соответствие с вышеуказанным критерием осуществляется путем разработки специальных мер на стадии проектирования АС. Следует отметить, что масштаб радиационных последствий реперной аварии значимо (в несколько и более раз) ниже масштаба максимальной социально-приемлемой аварии. При этом полная частота аварий от МПА до реперной аварии примерно в 3 раза выше, чем полная частота аварий от реперной

до максимальной социально-приемлемой аварии на АС. Полученные значения вероятности реперной аварии, в частности, позволяют заключить. что при одновременной эксплуатации 30-40 однотипных блоков АС следует ожидать 1-2 таких аварий за 30-50 лет. Такой вывод, на наш взгляд, дает основание рекомендовать использовать оценку радиационных последствий реперной аварии в окружающей среде в качестве исходной при определении масштабов сил и средств ГО, а также оценки зон планирования мероприятий по защите населения вокруг АС.

На основе указанной выше концепции определена максимальная социально-приемлемая запроектная авария на энергоблоке с ВВЗР-1000 Балаковской АЗС и дан детальный анализ ее радиационных последствий в окружающей среде.

Проведен расчет радиационных последствий запроектных аварий на АС с реакторами различного типа.

Получена оценка максимальных и наиболее вероятных радиационных последствий в окрунающей среде запроектной аварии с 10Х плавлением активной зоны реактора ВВЗР-440 Ровенской АЗС, Определены границы зон, внутри которых аварийной дозой облучения будут превышены критерии эвакуации, и проведения йодной профилактики детей.

Рассмотрена запроектная авария с длительной (до 10 час) потерей электроснабжения собственных нужд на энергоблоках с РБМК-1000 первого и второго поколений. Отмечено, что радиационные последствия этой аварии без конденсации пара в бассейне-барботере приводят к глобальному радиоактивному загрязнению окружающей среды. Радиационные последствия аварии даае в случае полной конденсации пара в бассейне-барботере. хотя и являются на порядок менее тяжелыми, чем в первом случае, также социально-неприемлемы.

Проведенный анализ радиационных последствий в окрукающей среде запроектных аварий на АС с реакторами различного типа позволяет сделать вывод о необходимости четкого разделения радиационных аварий на социально-приемлемые и социально-неприемлемые. Политика проектирования, строительства и эксплуатации АС должна быть направлена на однозначное недопущение социально-неприемлемых аварий. Только в этом случае можно будет гарантировать надежную защиту и безопасность населения, проживающего в регионе размещения атомной станции. Любой другой подход ставит под вопрос само существование атомной энергетики.

В четвертой главе разработана методология оценки риска для населения от ядерной энергетики с учетом возможных радиационных аварий на АС. Предложена структура распределения аварийных выбросов радионуклидов в окружающую среду. Постулирована следующая зависимость между выбросом в пределах участка дд и числом аварий, приводящих к такому выбросу за время Т0:

Ч = ехр( - »С [п( ч) - 11), (29)

где об - параметр, подлежащий определению и характеризующий качество работы эксплуатируемого блока с учетом квалификации персонала: Т0 - ожидаемый период времени между двумя авариями с максимальным выбросом. Очевидно, что для каждого типа блоков (ВВЗР-440, -1000, РБМК-1000, -1500) об имеет определенное постоянное значение.

Реиая уравнение (29) относительно п(д), будем иметь

п(ч) = 1 + 1пСд0/ч)/о6. (30)

Суммарный аварийный выброс рассматриваемого радионуклида за Т0 определяется так:

0 = Ч„ 2 п(ч)*ехр(-<Ип(ч) - П), (31)

•о

дч

где суммирование ведется по всем участкам дч оси выбросов. Если дополнительно принять, что ширина участка дч, для которой определено п(д) по формуле (30), пропорциональна ч, причем

дч/Ч = - , (32)

то нетрудно убедиться, что последовательность величин СпСд}) будет представлять собой последовательность натуральных чисел. Тогда с учетом предположений (29) и (32) суммарный аварийный выброс радионуклида за Т0 можно записать, переходя к суммированию по п(ч). в виде

-2

0 = Ч0 2 п ехр[-с£(п - 1)1 = ч0 С1 - ехр(-об)]. (33)

п=1

Ожидаемый средний аварийный выброс радионуклида в окружающую среду в единицу времени (например, за год) от всех возможных аварий составляет

-2

Оср = 0/То = д0* II - ехрС-^)] / Т„. (34)

Таким образом, интенсивность радиоактивного загрязнения окружающей среды зависит от оС и Т0. Связь между параметром и Т„ функциональная. В предположении, что распределение по времени появления аварии с выбросом радионуклида подчиняется экспоненциальному закону, можно показать, что для небольших радиационных аварий, у которых д « ,

I - 1п(ч0^)*т,/т„, (35)

где Тя = Т0 /п(д).

В работе представлены интервальные оценки обеих величин: об = 0,08 - 0,2; Т0 = 20-50 тыс. лет. Полученные оценки Т„ и к позволяют вычислить средний приведенный годовой выброс активности 1-го радионуклида от одного блока ЙС в окружающую среду по формуле (34). Термин "приведенный" имеет смысл только для формализации радиационных последствий аварий, рассчитываемых в среднем на один год. В действительности, конечно, на конкретном блоке АС могут случиться в течение года лишь определенные конкретные аварии, а не все возможные со своим приведенным годовым вкладом. Однако если бы однотипных блоков ЙС было очень много (п5, >10 ), то в течение года на этом множестве блоков реализуются все возможные аварии с соответствующим весом. Действительно, функция статистического распределения состояний одного блока ЙС за бесконечный период времени совпадает с Функцией статистического распределения состояний бесконечно большого числа однотипных блоков ЙС для любого периода времени. По этой причине в случае конечного числа однотипных блоков ЙС, равного К, средний приведенный годовой выброс активности 1-го радионуклида в окружающую среду составит

-2

0К = К*0ср = д0*К*[ 1 - ехр(-о!.)] /Т0. (36)

Для принятого диапазона значений параметра с достаточной ля практики точностью (ошибка несколько процентов) формулу (36) ожно записать в виде

2

0 = д *К/(Т ). (37)

к

О О

Соотношение (37) позволяет оценить истечение активности по как-)му радионуклиду для последующего определения коллективной дозы ¡лучения. В расчетах учитывается доза внешнего облучения от ради-ттивного облака, внутреннего облучения от инкорпорированных в ор-1низме радионуклидов при вдыхании и внешнего облучения от осевших I поверхности почвенно-растительного покрова радионуклидов в тече-е всей жизни человека.

Для оценки коллективной дозы в терминах эффективной зквивалент-й дозы учитывается облучениие при ингаляции радионуклида 1-131 и ешнее облучение от осевших на землю радионуклидов 1-131 и Сз-137.

Коллективная доза оценивалась для средней плотности населения круг АС равной 50 чел. на 1 кв.км. Очевидно, что основная доза лучения приходится на население, проживающее на определенном уда-нии от станции. В качестве контрольного значения для оценки этого зления было принято значение индивидуальной годовой дозы облуче-я, которое предполагается принять как минимально регистрируемый эвень облучения, равный 0,1 мЗв. В табл.1, кроме расстояния, при-цен среднегодовой радиоактивный выброс, выраженный в единицах конечном итоге облучение населения связано с дополнительным коли-лвом смертельных исходов от рака, среднегодовые оценки которых и пветственно риск проживающего вблизи АС населения также указаны габл.1.

Таблица 1.

Количественная оценка риска при различном качестве работы эксплуатируемого блока

Тс Среднегодо- Коллектив- Расстояния от АС, Дополнительное Риск,

год вой выброс ная доза. где доза число смертей 1/ГОД

активности чел*3в <0,1 мЗв/год, км на 1 блок в год

0,07 57000 0,0038* ч0 650 50 8.1 5,0*10-6

0.1 40000 0,0028* 480 40 6.0 4,5*10-6

0.2 20000 0,0015* 250 30 3,2 3,4*10-6

Как показывает анализ данных табл.1, риск для населения от ядерной энергетики при консервативных предположениях относительно возможных аварийных последствий является социально приемлемым.

Полученная оценка базируется на опыте работы действующих станций. С повышением безопасности за счет более современных технических средств и улучшения подготовки персонала (увеличение параметра «^в модели) коллективная доза на население и риск снижаются.

Таким образом, приведенные в табл.1 значения расстояния, на котором средняя аварийная доза на население не превышает 0,1 мЗв/год, может служить некоторым обоснованием удаленности атомных станций от больших городов. Накопление информации о частоте и численном значении радиоактивных выбросов при инцидентах на атомных станциях позволяет в рамках развитой методологии уточнять риск населения от ядерной энергетики.

В пятой главе проведен анализ радиационной обстановки в районе строительства г.Славутич в 198?-88г,г., на основе которого уточнен план дезактивационных мероприятий на 1989г. и разработан "Регламент радиационного контроля г.Славутич и его 10-км зоны", обеспечивающий радиационную безопасность населения и персонала ПО "ЧАЭС".

Получена многовариантная оценка годовой эффективной эквивалент-й дозы облучения по возрастным группам населения при различных ¡жимах проживания по основным путям воздействия на основе данных 1мплексного исследования радиоактивного загрязнения природной сре-I ареала г.Славутич в 1989г.

Определено, что оценка дозы внутреннего облучения (пероральный |ть воздействия), полученная на основе экспериментальных данных о (держании радионуклидов цезия в продуктах питания местного произ-)дства примерно в 2 - 3 раза ниже оценок указанной величины, полу-!нных по модели лицевых цепочек.

Показано, что вклад в дозу внутреннего облучения по перорально-j пути воздействия от радионуклида Sr-90 не превышает Ъ'/..

Анализ формирования дозы внутреннего облучения критической зуппы населения в 1989г. показал, что основной вклад в ее значение 10сит потребление небольшой группы продуктов питания местного про-зводства: молока, мяса, картофеля, капусты, грибов. Таким образом, *л сделан вывод, что доза облучения населения г.Славутич может ать эффективно снижена, если из рациона будут исключены (частично пи полностью) наиболее загрязненные продукты питания местного про-зводства, упомянутые выше. Так, например, при исключении из рацио-а всех этих продуктов ожидаемая индивидуальная полная годовая доза блучения лиц из критической группы населения г.Славутич составит мЗв против 3,2 мЗв в отсутствии ограничений.

Оценена эффективность и целесообразность дезактивационных ме-оприятий, проведенных на городской территории в период 1988-92г.г. см. табл.2). Выявлены участки с повышенными значениями радиацион-ых параметров и даны рекомендации по их дезактивации. Изучено по-ерхностное и глубинное распределение радионуклидов цезия на терри-ории г.Славутич. Проведена классификация городских кварталов по тепени их радиоактивного загрязнения.

Как следует из анализа данных табл.2, среднее значение МЗД на ородской территории с 1987г. по 1992г. уменьшилось с 70 мкР/ч до 4 мкР/ч, т.е. в 5 раз. В тоже время, в естественных условиях можно ыло бы ожидать уменьшения МЗД только в 2,4 раза.

Значения плотности потока бета-частиц в результате дезактиваци-нных работ уменьшились в 50-100 раз, в то время как на нетронутых ерриториях этот показатель не превышает 10-20 раз.

Таблица 2.

Влияние дезактивационных мероприятий на радиационную обстановку в г.Славутич в период 1989-Э2г.г.

Год Бета-загрязненность территории, част/мин*см мэд мкР/ч Плотность загрязнения, Ии/кв.км Доза, мЗв/год

дезакт. без дезакт. дезакт. без дезакт.

1986 600-1200 _ 140 * 16 * _ 4,1 *

1987 400-800 - 70 14 * 2,0-3,0 2,2

1988 20-200 35 48 * 5,8 0,58 1,6 *

1989 8-160 22 38 * 3,8 0,23 1,3 *

1990 5-130 18 34 * 1,8 0,11 1,1 *

1991 3-110 16 30 # 0,85 0,05 1,0 ж

1992 2-90 14 29 # 0,82 0,05 0,94 *

*) Расчетные данные.

В отсутствии дезактивационных работ дополнительная годовая эффективная эквивалентная доза внешнего облучения изменялась бы значительно только в первые два года. Доза внешнего облучения за 1992г. была бы в 4,4 раза нине, чем в 1986г., и примерно в 2,3 раза ниже, чем в 1987г. В этом случае только за счет внешнего облучения годовая эффективная эквивалентная доза облучения была бы близка к контрольному значению 1 мЗв и г.Славутич был бы отнесен к зоне гарантированного добровольного отселения.

Дезактивационные мероприятия позволили с 1988г. по 1992г. в 7 раз снизить среднее содержание радионуклидов цезия в почве, и как следствие, примерно на порядок уменьшить дополнительную дозу внешнего облучения.

Анализ результатов комплексных исследований, выполненных в 1991 - 92г.г., свидетельствует о том, что радиационная обстановка в городе стабилизировалась на достаточно удовлетворительном уровне.

[роведенные в 1992г. дезактивационные мероприятия, в отличие от [редыдущих лет, слабо повлияли на общий радиационный климат в горо-

Зто позволяет заключить, что крупномасштабные дезактивационные /аботы в черте города могут быть завершены и внимание должно быть 1делено поиску и дезактивации небольших участков с повышенным лояльным радиоактивным загрязнением.

Проведен анализ основных путей формирования дозовой нагрузки на |аселение г.Славутич и влияния на нее дезактивационных мероприятий. 1ценен вклад в дозу внешнего облучения за счет проживания в городе [ посещения лесной зоны. Рассчитан вклад в дозу внутреннего облуче-шя за счет потребления продуктов растительного и животного проис-юждения, а такне лесных грибов и ягод на основе анализа временных 1Ядов наблюдений за соответствующими величинами в период 989-92г.г.

Исследована динамика годовой эффективной эквивалентной дозы об-шчения населения г.Славутич по всем основным путям воздействия см. табл.3).

Таблица 3.

Динамика годовой эффективной эквивалентной дозы облучения населения г.Славутич в период 1989-92г.г., мЗв.

Год Внутреннее облучение Внешнее облучение Полная доза

растительная продукция продукция животноводства грибы

город лес

1989 0,46 0,59 0,67 0,23 0,10 2.1

1990 0,28 0,51 0,42 0,11 0.09 1.4

1991 0,20 0,44 0,26 0,05 0,08 1.0

1992 0,062 0,31 0,10 0,05 0,07 0,60

Показано, что в результате дезактивационных мероприятий, завоза чистого грунта на приусадебные участки, использования агротехнических мероприятий, исключения выпаса скота на наиболее загрязненных пастбищах и естественных процессов самоочищения объектов природной среды значение этой величины уменьшилось с 2,1 мЗв в 1989г. до 0,6 мЗв в 1992г., т.е. в 3,5 раза.

Таким образом, проведенные исследования позволяют сделать вывод о целесообразности и достаточной эффективности проведенных в г.Сла-вутич дезактивационных мероприятий, позволивших значительно улучшить радиационную обстановку в городе и максимально снизить дозовую нагрузку на население.

Б заключении приводятся основные результаты и выводы диссертационной работы.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДИ

1. Рассмотрена проблема воздействия АС на окружающую среду и [еловека. Проведен комплексный анализ совокупности факторов, влияю-|их на выход ПД из активной зоны ядерного реактора, формирование 1адиоактивного аварийного выброса, рассеяние радионуклидов в атмос-iepe и аварийное облучение населения по критическим путям воздейс-вия на ранней и поздней стадиях радиационной аварии на АС.

2. На базе современных представлений разработана методика рас-[ета доз облучения населения по основным путям воздействия при ра-,иационных авариях на АС, связанных с длительной утечкой радионук-идов из-под 30 реактора. Предложенный подход позволяет избежать злишнего консерватизма в расчетах радиационных последствий в окру-анщей среде аварий на АС.

3. Для проведения практических расчетов радиационных последс-вий в окружающей среде аварий на АС разработана программа LAURA, даптированная для IBM PC AT/XT. Программа LAURA позволяет прово-ить расчет аварийных доз облучения населения как при мгновенном ли кратковременном выбросах, так и в случае длительной утечки ра-ионуклидов в атмосферу из-под 30 реактора в функции времени, про-едиего после аварии, для широкого диапазона исходных данных.

4. Проведен анализ радиационных последствий в окружающей среде ПА на энергоблоке с ВВЗР-440 Ровенской АЗС, на энергоблоке с ВВЭР-000 Южно-Украинской АЗС, на энергоблоке с РБМК—1000 первого поко-ения (первые очереди Ленинградской, Чернобыльской и Курской АЭС) и а энергоблоке с РБМК-1000 второго поколения (первая очередь Смо-енской АЗС, вторые очереди Курской и Чернобыльской АЗС). Получение результаты позволяют сделать вывод о достаточно надежной защите аселения в случае проектных аварий на АС с реакторами типа ВЭР-440.—1000 и РБМК-1000 второго поколения при наличии 3-х км СЗЗ округ АС. Радиационные последствия МПА на энергоблоке с РБМК-1000 грвого поколения, при принимаемых в настоящее время исходных собы-иях, приводят к превышению аварийных нормативов облучения аселения на границе СЗЗ, что требует при эксплуатации этих блоков эмпенсирунщих защитных мероприятий административно-организационно-э характера.

5. Разработана концепция реперной аварии на АС. позволяющая оптимизировать силы и средства грааданской обороны, разворачиваемые на случай возможной радиационной аварии на АС в регионе ее размещения. Этот подход позволяет также определить дополнительные требования к системе безопасности действующих и проектируемых атомных станций. Предложен метод определения реперной аварии для АС и оценки ее вероятности на основе модели, описывающей вероятность аварии как функцию радиоактивного выброса и сформулированных общих критериальных условий, учитывающих размещение АС относительно крупных городов с высокой плотностью населения,

6. На основе указанной выше концепции определены радиационные последствия запроектной аварии на энергоблоке с ВВЭР-1000 Балаковс-кой АЗС и установлены требования к системам безопасности станции. Рассмотрены также максимальные и наиболее вероятные радиационные последствия запроектной аварии с 102 плавлением активной зоны реактора ВВЗР-440 Ровенской АЗС и запроектной аварии с длительной (до 10 час) потерей электроснабжения собственных нужд на энергоблоках с РБМК-1000 первого и второго поколений. Отмечено, что радиационные последствия последней аварии без конденсации пара в бассейне-барбо-тере приводят к значительному радиоактивному загрязнению окружающей среды, однако ее радиационные последствия даже в случае полной конденсации пара в бассейне-барботере также превышают допустимые нормативы аварийного облучения населения.

7. Проведенный анализ радиационных последствий в окружающей среде запроектных аварий на АС с реакторами различного типа позволяет сделать вывод о необходимости четкого разделения радиационных аварий на социально-приемлемые и социально-неприемлемые. Политика проектирования, строительства и эксплуатации АС должна быть направлена на однозначное недопущение социально-неприемлемых аварий. Только в этом случае можно будет гарантировать надежную защиту и безопасность населения, проживающего в регионе размещения атомной станции.

8. Результаты расчетов аварийных доз внутреннего и внешнего облучения населения при МПА и запроектных авариях на АС с ВВЗР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000 первого и второго поколений использованы при практической подготовке плана защиты населения в случае радиационной аварии на Балаковской, Ровенской, Запорожской, Южно-Украинской,

[урской и Чернобыльской АЭС. а также при разработке рекомендаций и [ероприятий, направленных на снижение радиационных последствий ава-1Ий с обесточением на ЙС с РБМК-1ООО до социально-приемлемого уров-[Я.

9. Разработана методология оценки риска для населения от разви-ия ядерной энергетики с учетом возможных радиационных аварий на [С. Показано, что риск для населения, проживающего в районах разме-

» С

[ения ЙС с реакторами типа ВВЭР, составляет (3,4 - 5,0)*10 1/год. боснованы оптимальные значения удаления ЙС от больших городов, ¡авные 30 - 50 км. Предложенная методология оценки риска позволяет эффективно использовать дополнительную информацию о радиационных ¡вариях на ЙС, т.е. обладает высокими адаптационными качествами.

10. Дан анализ радиационных последствий в ареале г.Славутич ава-ии на 4-ом энергоблоке Чернобыльской АЭС в 1986г. Оценена эффек-ивность и целесообразность дезактивационных мероприятий, проведен-:ых на территории г.Славутич в период 1988-92г.г. На основе доведенных исследований сделан вывод о нецелесообразности дальней-его продолжения на городской территории крупномасштабных дезакти-ационных работ при необходимости продолжения постоянного радиаци-нного контроля.

11. Проведено исследование основных путей формирования дозовой агрузки на население г.Славутич и влияние на нее дезактивационных ероприятий. Оценен вклад в дозу внешнего облучения за счет прожи-ания в городе и посещения лесной зоны. Рассчитан вклад в дозу нутреннего облучения за счет потребления загрязненных продуктов астительного и животного происхождения, а также лесных грибов и год на основе анализа временных рядов наблюдения за соответствующий величинами в период 1989-92г.г,

12. Изучена динамика годовой эффективной эквивалентной дозы обучения населения г.Славутич по всем основным путям воздействия, оказано, что в результате дезактивационных мероприятий, завоза истого грунта на приусадебные участки, использования агротехничес-их мероприятий, исключения выпаса скота на наиболее загрязненных астбищах и естественных процессов самоочищения объектов природной реды значение этой величины уменьшилось с 2,1 мЗв в 1989г. до ,6 мЗв в 1992г., т.е. в 3,5 раза.

13. На основе выполненных исследований дано обоснование отнесения территории г.Славутич к зоне усиленного радиоэкологического контроля в соответствии с действующим законодательством Украины.

14. Разработан регламент радиационного контроля г.Славутич и его 10-км зоны, обеспечивающий радиационную безопасность населения.

Основные положения диссертации опубликованы в работах

1. Болдырев В.И., Иванов Е.А., Хамьянов Л.П. Количественная оценка риска в ядерной энергетике. 8.Атомная энергия, т.68, вып.5, Н., Знергоатомиздат, 1990, с.359-362

2. Абагян A.A., Иванов Е.А., Хамьянов Л.П. Выбор реперной аварии на АЗС для разработки мер по планированию защиты населения. И.Атомная энергия, т.72, вып.1, М., Знергоатомиздат, 1992, с.10

3. Иванов Е.А., Рамзина Т.В. Осреднение полей концентрации диффундирующей примеси приземном слое атмосферы. В кн.Радиационная безопасность и защита АЗС, вып.9, М., Знергоатомиздат, 1985, с.136-143

4. Иванов Е.А., Кирдин Г.А., Козлов В.Ф., Хамьянов Л.П. и др. Проблема выбора исходных данных в задаче прогноза радиационных последствий в окружающей среде аварий на АЭС. Доклад на международном совещании специалистов стран-членов СЭВ по обсуждению содержания методик оценки изотопного состава, активности и характера аварийного выброса в атмосферу в зависимости от времени, активности в топливе и состояния барьеров и систем безопасности. Сб. докладов, Варна, НРБ, 7-12 мая 1990, с.137-138

5. Бондарев A.A., Бруяцкий Е.В., Иванов Е.А., Теверовский E.H. Методические указания по расчету и прогнозу радиоактивного загрязнения атмосферы выбросами АЭС. РД 1600.002-86, М., Знергоатомиздат, 1986

6. Иванов Е.А., Рамзина Т.В., Хамьянов Л.П. и др. Программа расчета по струйно-диффузионной модели приземных концентраций радионуклидов выброса АЭС. Доклад на международном семинаре "Внеде-ние методики расчета рассеивания радиоактивных веществ в атмосфере и облучения окружающего населения при нарушении нормальных режимов эксплуатации АЭС", Пиештяны, ЧССР, 4-9 декабря 1989г.. с.99

?. Иванов E.fi., Рамзина Т.В., Соколова Е.Ю. Программа расчета приземных концентраций радионуклидов выброса АЭС. В кн.: Радиационная безопасность и защита АЗС, вып.10, М,, Знергоатомиздат, 1986, с.99-102

3. Болдырев В.М., Иванов Е.А., Хамьянов Л.П. К вопросу количественной оценки риска в атомной энергетике. Докл. на меадународ-ном семинаре специалистов стран-членов СЗВ по вопросу разработки методик расчета зон планирования и подготовки мероприятий по защите населения в случае запроектной аварии на АЭС, Варна, НРБ. 7-12 мая 1990, с.111-122 ). Иванов Е.А., Хамьянов Л.П. Выбор реперной аварии на АЭС для разработки мер по планировании защиты населения. Докл. на международном .семинаре специалистов стран-членов СЭВ по вопросу разработки методик расчета зон планирования и подготовки мероприятий по защите населения в случае запроектной аварии на АЭС, Варна, НРБ, 7-12 мая 1990, с.178-183 ). Иванов Е.А., Хамьянов Л.П., Щербина В.Г. и др. Регламент радиационного контроля окружающей среды г.Славутич и его 10-км зоны. Нтв. МАЗ СССР и 3 ГУ МЗ СССР 10.06.88 .. Заграй А.И., Иванов Е.А., Рамзина Т.В., Хамьянов Л,П. и др. Модель прогноза дозы внешнего облучения населения, проживающего на р/а загрязненных территориях. Доклад на научной конференции "Актуальные вопросы ретроспективной, текущей и прогнозной дозиметрии облучения в результате Чернобыльской аварии", Киев, 27-29 октября 1992г.