При наличии в выбросе нескольких типов аэрозолей дискретная вероятностная модель аварийного источника представляется суммой по всем n-частицам каждой из фракций (Qk ):
(6)
Размеры частиц, плотность аэрозоля и концентрация частиц влияют на поведение радиоактивных материалов в процессе переноса и осаждения при атмосферной диффузии. Процессы, описывающие поведение аэродисперсных частиц в процессе атмосферной диффузии и оседания слишком сложны, чтобы использовать детальные модели в практических целях. В данной работе использованы эмпирические данные для скоростей оседания частиц в зависимости от диаметра, полученные в работе [15] (таблица 1).
Таблица 1 Скорости оседания частиц в зависимости от диаметра
|
Диаметр частиц, мкм |
Скорость оседания, м/с |
|
|
0?0,03 |
0,87•10-16?0,35•10-14 |
|
|
0,03?0,1 |
0,35•10-14?8,7•10-7 |
|
|
0,1?0,3 |
8,7•10-7?4,2•10-6 |
|
|
0,3?1 |
4,2•10-6?35•10-6 |
|
|
1?3 |
3,5•10-5?2,8•10-4 |
|
|
3?10 |
2,8•10-4?3•10-3 |
|
|
10?30 |
3•10-3?2,7•10-2 |
|
|
30?100 |
2,7•10-2?3,0•10-1 |
Прогноз воздействия выброса на население при запроектной тяжелой аварии на АЭС-92
Для проведения расчетных исследований воздействия выброса радионуклидов на население при запроектной аварии, результаты расчета наработки радионуклидов в активной зоне кодом DECA сопряжены с входными данными кода RADRISK посредством файла обмена данными.
Код DECA выполняет расчет активностей и масс продуктов деления, накапливающихся в процессе выгорания топлива, с последующей сортировкой по номенклатуре радионуклидов с различными физико-химическими свойствами. Результаты расчетов наработки масс и активностей в летучих фракциях радионуклидов в топливе реактора ВВЭР-1000 при глубине выгорания 11 МВт*сут/кг на момент аварии приведены в таблице 2.
Таблица 2 Активности и массы радионуклидов (50% квантиль), содержащиеся в различных фракциях радионуклидов, полученные кодом DECA
|
Фракции |
Радионуклид |
Бк |
кг |
|
|
Инертные газы |
85Kr |
1.38E+16 |
9.53E-01 |
|
|
87Kr |
1.75E+18 |
1.68E-03 |
||
|
88Kr |
3.29E+16 |
5.01E-03 |
||
|
133Xe |
4.99E+18 |
7.21E-01 |
||
|
133mXe |
1.55E+17 |
9.35E-03 |
||
|
135Xe |
1.26E+18 |
1.33E-02 |
||
|
135mXe |
9.26E+17 |
2.82E-04 |
||
|
Галогены |
129I |
2.43E+10 |
3.72E+00 |
|
|
131I |
2.28E+18 |
4.96E-01 |
||
|
132I |
4.71E+16 |
8.48E-03 |
||
|
133I |
4.97E+18 |
1.19E-01 |
||
|
134I |
5.68E+18 |
5.74E-03 |
||
|
135I |
6.68E+16 |
3.60E-02 |
||
|
Щелочные металлы |
132Cs |
8.38E+10 |
1.48E-08 |
|
|
134Cs |
3.56E+16 |
7.41E-01 |
||
|
135Cs |
3.52E+11 |
8.27E+00 |
||
|
137Cs |
1.01E+17 |
3.17E+01 |
||
|
84Rb |
2.85E+09 |
1.62E-09 |
||
|
86Rb |
5.54E+14 |
1.84E-04 |
||
|
88Rb |
2.36E+18 |
5.32E-04 |
||
|
89Rb |
3.24E+18 |
6.48E-04 |
||
|
Группа теллура |
125mTe |
5.27E+14 |
7.94E-04 |
|
|
132Te |
3.27E+18 |
2.92E-01 |
||
|
122Sb |
1.94E+14 |
1.33E-05 |
||
|
124Sb |
1.22E+13 |
1.89E-05 |
||
|
126Sb |
2.54E+14 |
8.20E-05 |
||
|
125Sb |
3.36E+15 |
8.79E-02 |
Ранний отказ защитной оболочки при тяжелой аварии
В качестве параметра, характеризующего величину выброса активности Qi i-го радионуклида из разрушенной активной зоны при различных авариях, используется коэффициент фракционирования fi. Прогноз величины выброса радионуклидов при j-классе аварии определяется через параметры источника выброса по следующей формуле:
; (7)
, (8)
где Ai - активность i-го радионуклида в активной зоне к моменту аварийного сброса мощности реактора, I 1,…I; qji - доля активности i-го радионуклида, высвобождающаяся из топливной матрицы в зависимости от температуры в активной зоне при j-аварии; ej - степень разрушения активной зоны при j-аварии; Lj - протечка, доля активности выходящая в окружающую среду при разгерметизации системы защитной оболочки реактора, fi. - коэффициент фракционирования радионуклидов при тяжелых авариях. Коэффициенты фракционирования радионуклидов при запроектной аварии на реакторах типа ВВЭР-1000, относящихся к группам химических элементов с различными физико-химическими свойствами, получены по материалам работы [6].
Оцененный выброс изотопов РБГ (85mKr, 85Kr, 87-88Kr, 133Xe, 135Xe), цезия (134Cs, 137Cs) и йода (131-135I) при отказе защитной оболочки в первые часы после начала развития аварийного процесса составил величину Q = 1.685•1016Бк.
Дисперсный состав и вклад в активность различных фракций выброса радионуклидов, полученные с использованием дискретной вероятностной модели аварийного источника, приведены в таблице 3.
Таблица 3 Дисперсный состав и распределение активности аварийного выброса
|
Инертные газы |
Суммарная активность, Бк |
||
|
1.531•1016 |
1.531•1016 |
||
|
Аэрозоль |
|||
|
Диапазон диаметров частиц, мкм |
м=1 мкм, у = 2 мкм |
м= 5мкм, у = 2 мкм |
|
|
0,03?0,1 |
1,873•1012 |
-- |
|
|
0,1?0,3 |
1,111•1014 |
-- |
|
|
0,3?1 |
8,385•1014 |
2,995•1013 |
|
|
1?3 |
5,633•1014 |
4,553•1014 |
|
|
3?10 |
4,556•1013 |
9,010•1014 |
|
|
10?30 |
-- |
1,517•1014 |
|
|
30?100 |
-- |
2,496•1012 |
На рисунках 1, 2 приведены результаты расчета модернизированным кодом RADRISK, соответственно, плотности поверхностного загрязнения, С(x,y) и эффективной индивидуальной дозы облучения персонала, E(x,y), для следующих характеристик выброса: а) линия ____ ? частицы со средним диаметром 1 мкм, б) линия_ _ _? частицы со средним диаметром 5 мкм; с) линия ……. ? без учета дисперсных свойств выброса (скорости осаждения изотопов йода - 2 см/с, цезия - 0,8 см/с). Результаты получены при предельно неустойчивой категории погоды (А), а результаты оценки дозы персонала в соответствии с требованиями Гигиенического норматива «Критерии оценки радиационного воздействия» Республики Беларусь.
Рисунок 1 - 95% квантиль плотности поверхностного загрязнения (в логарифмическом масштабе)
Рисунок 2 - 95 % квантиль дозы облучения персонала.
Результаты расчетов с помощью модернизированного кода RADRISK показывают, что в случае выброса аэрозолей со средним диаметром частиц 5 мкм оценка доз облучения персонала примерно на порядок выше, чем при выбросе аэрозолей со средним диаметром частиц 1 мкм, но ниже чем консервативный расчет без учета дисперсных свойств выброса.
Более реалистичный прогноз воздействия выброса со сложным аэрозольным составом может быть получен и для населения, применяя рекомендованные МКРЗ дозовые коэффициенты.
Для выполнения независимой проверки результатов обоснования безопасности блока Белорусской АЭС с учетом отечественных нормативных требований выполнена модернизация собственных программных средств DECA и RADRISK и последующее сопряжение их в программный комплекс. Для модернизации кодов использован перспективный для анализа безопасности при лицензировании проектов АЭС методический подход, обеспечивающий «улучшенную оценку» по сравнению с консервативным подходом результатов моделирования и анализ неопределенности прогноза воздействия на население аварийных выбросов. Разработана и внедрена в код RADRISK дискретная вероятностная модель, учитывающая сложный дисперсный состав выброса, применение которой обеспечивает реалистичные оценки при наличии полидисперсного состава выброса.
Сопряжение кода RADRISK с кодом DECA позволяет оперативно учитывать реальное выгорание топлива и возможные изменения изотопного состава, вызванного переходными и аварийными процессами, и другие требования регулирующего органа при выполнении независимой. Работоспособность комплекса программ DECA и RADRISK продемонстрирована на примере запроектной аварии ВВЭР-1000.
Список литературы
1 Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ АС). ТКП 170-2009 (02300)
2 Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС) ТКП 171-2009 (02300)
3 Санитарные нормы и правила «Требования к радиационной безопасности». Гигиенический норматив «Критерии оценки радиационного воздействия» Пост. Министерства здравоохранения Республики Беларусь № 213 от 28.12.12.
4 Международные основные нормы для защиты от ионизирующих иэлучений и опасного обращения с источниками излучения. Серия изданий по безопасности № 115. МАГАТЭ, Вена, 1997 г.
5 Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной электростанции с реактором типа ВВЭР. ТКП 294-2010 (02300)
6 Procedures for conducting probabilistic safety assessment of nuclear power plants (level 2) // Safety series № 50-P-8. - Vienna: IAEA, 1995. - 132 p.
7 L. Soffer, S. B. Burson/ Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants. Final Report U.S. Nuclear Regulatory Commission. Office of Nuclear Regulatory Research NUREG1465.
8 Р. Уголева Экспертиза и аттестация ПС, применяемых для расчетов и обоснования безопасности в области использования атомной энергии. Труды НТЦ ЯРБ. - М.: НТЦ ЯРБ. 2011. - 65.с.
9 Н.В. Горбачева, Н.В. Береснева, Н.В. Кулич, В.В. Скурат. Верификация и использование математических программ для оценки запасов радиоактивности в обеспечение радиационной безопасности комплекса ядерных установок на площадке АЭС/6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» , 26 - 29 мая 2009 г. Подольск, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС».
10 Evaluating the Reliability of prediction made using environmental transfer models // Safety Series №. 100. - Vienna: IAEA, 1989. - 106 р.
11 N. Harbachova, N. Kulich. Model Advancement In Level 3 PSA Application with the Use of Code RADRISK /Output of the IAEA Technical Meeting on Level 3 Probabilistic Safety Assessment. Working Materials. IAEA Headquarters, Vienna, Austria July 2-6, 2012.
12 Н. В. Горбачева, Н.В. Кулич. Разработка программных средств для проведения работ по независимой проверке результатов анализа безопасности белорусской АЭC в части ВАБ-3/ 7-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 17-20 мая 2011 г. Подольск, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС».
13 Быховский, А.В. Горячие аэрозольные частицы при техническом использовании атомной энергии. М.: Атомиздат, 1974. - 256 с.
14 N. Harbachova, N. Kulich. The code RADRISK Enhancement for NPP safety justification: fuel design changes/ Proc. of Technical Meeting on Probabilistic Safety Assessment for New Nuclear Power Plants' Design. IAEA, Vienna, Austria, October 1-5, 2012.
15 Пути миграции искусственных радионуклидов в окружаеющей среде. Радиоэкология после Чернобыля. /Под. ред. Ф. Уоррена и Р. Харрисона. М.: Мир,1999. - 512 с.