Разработка методического подхода и программных средств анализа радиационных последствий аварий РУ ЭГП-6 для населения района размещения Билибинской АЭС тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Мухамадеев Рубен Ильдарович

• Мухамадеев Рубен Ильдарович
• кандидат наук
• 2019

Оглавление диссертации кандидат наук Мухамадеев Рубен Ильдарович

1. МЕТОДИЧЕСКИЙ ПОДХОД К АНАЛИЗУ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ ДЛЯ НАСЕЛЕНИЯ. АНАЛИЗ АВАРИЙ, ОБУСЛОВЛЕННЫХ ВНУТРЕННИМИ ПРИЧИНАМИ

1.1 Исходные события аварий, сопровождаемых потерей теплоносителя основного циркуляционного контура

1.2 Исходные события, приводящие к переходным процессам

1.3 Специальные исходные события

1.4 Особые локальные воздействия

1.5 Особенности конструкции РУ ЭГП-6, оказывающие влияние на протекание аварий

и формирование радиационных последствий

1.6 Анализ исходных событий аварий, приводящих к существенному повреждению

твэлов в ТВС

1.7 Анализ запроектных аварий по степени повреждения барьеров безопасности, приводящих к выходу радионуклидов за пределы ОЦК

1.8 Результаты анализа запроектных аварий по критерию повреждения барьеров безопасности

2. ПРОГРАММНОЕ СРЕДСТВО ВЫБРОС-3.1 ДЛЯ ОЦЕНКИ ПОСЛЕДСТВИЙ ГАЗО-АЭРОЗОЛЬНЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ВЫБРОСОВ В АТМОСФЕРУ

2.1 Модель переноса радиоактивных примесей в атмосфере

2.2 Описание района размещения источника

2.3 Модели расчета доз

2.4 Учет мероприятий по защите населения от облучения

2.5 Параметры, рассчитываемые ВЫБРОС-3

2.6 Краткое описание библиотек данных ВЫБРОС-3

3. ЗАПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ С НАИБОЛЬШИМ ПОВРЕЖДЕНИЕМ БАРЬЕРОВ БЕЗОПАСНОСТИ. ФОРМИРОВАНИЕ ИСТОЧНИКА ВЫБРОСА В ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

3.1 Теплогидравлические процессы в здании БиАЭС

3.2 Выход радиоактивных продуктов деления из поврежденных твэлов

3.3 Оценка масштабов повреждения топлива при аварии

3.4 Краткое описание ПС ОЯЮЕ№2

3.5 Нуклидный состав и активность РПД в поврежденных ТВС

3.6 Удержание продуктов деления графитовой кладкой реактора

3.7 Нуклидный состав и активность выброса

4. АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ НАСЕЛЕНИЯ ПРИ ТЯЖЕЛОЙ ЗАПРОЕКТНОЙ

АВАРИИ

4.1 Орографические характеристики и размещение населения в районе размещения

БиАЭС

4.2 Метеорологические характеристики района размещения БиАЭС

4.3 Реализация характеристик района размещения для использования в ПС ВЫБРОС-3

4.4 Оценка радиационных последствий тяжелой запроектной аварии для населения

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ 1 - Основные библиотеки ПС ВЫБРОС-3

ПРИЛОЖЕНИЕ 2 - Свидетельство о регистрации программы ВЫБРОС-3.1 и

Аттестационный паспорт ПС ВЫБРОС-3

ПРИЛОЖЕНИЕ 3 - О влиянии методических подходов на дозовые функционалы при

оценке последствий радиоактивных выбросов в атмосферу

ПРИЛОЖЕНИЕ 4 - Материалы верификационных исследований ПС ОЯЮЕ№2

ВВЕДЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка методического подхода и программных средств анализа радиационных последствий аварий РУ ЭГП-6 для населения района размещения Билибинской АЭС»

Актуальность проблемы

В состав Билибинская АЭС входят четыре энергоблока с реакторными установками (РУ) ЭГП-6, которые обеспечивают суммарную мощность генерации электрической энергии до 48 МВт и выработку тепла до 100 Гкал/ч. Эскизный проект БиАЭС был разработан в 1964 г., технический - в 1965 г. Строительство БиАЭС было начато в октябре 1966 года. Энергоблоки введены в эксплуатацию в 1974—1976 годах. За время эксплуатации энергоблоков БиАЭС проводилась многократная модернизация систем и оборудования, направленная на повышение их надежности и безопасности эксплуатации [1].

Цель работы - оценить наибольшую величину радиологических последствий потенциального выброса вследствие тяжелой запроектной аварии РУ ЭГП-6 и их приемлемость для населения, проживающего в районе размещения Билибинской АЭС [2,3].

Основные задачи исследований:

- Разработать методический подход и провести анализ тяжелых запроектных аварий (из разработанного в ГНЦ РФ-ФЭИ и утвержденного Ростехназдором перечня [1]) с целью выявления сценариев, приводящих к наибольшим радиологическим последствиям для населения вследствие возможных выбросов,

- Создать программное средство для оценки величины последствий,

- Оценить степень повреждения топлива и величину выброса для выявленной запроектной аварии,

- Оценить верхние пределы радиологических последствий наиболее опасного сценария тяжелой запроектной аварии для населения района размещения БиАЭС.

Научная новизна работы: При выполнении работы получены следующие новые научные результаты:

- Разработан методический подход, и по результатам анализа запроектных аварий с его использованием выявлен сценарий, приводящий к наибольшему повреждению барьеров безопасности - авария с высвобождением наибольшего количества положительной реактивности при отказе систем аварийной защиты (АЗ).

- Разработано и аттестовано в Ростехнадзоре программное средство (ПС) ВЫБРОС-3.1 для оценки радиологических последствий газо-аэрозольных выбросов радионуклидов для населения.

- На основе анализа динамики повреждения тепловыделяющих сборок, выхода продуктов деления и их транспорта в оборудовании и помещениях АЭС получена оценка наибольших количественных величин поступления радионуклидов с выбросами в окружающую среду,

- Выявлена техническая возможность существенного снижения потенциальной величины последствий для населения. Показано, что не потребуется выполнения обязательных мер защиты населения в виде срочного отселения или эвакуации.

Практическая значимость полученных результатов:

Главной задачей, рассматриваемой в диссертации, является оценка наибольшей величины радиологических последствий выброса вследствие тяжелой запроектной аварии РУ ЭГП-6 и их приемлемости для населения. Практическая значимость работы возросла в связи с необходимостью продления эксплуатации блоков 2-4 до 2025 г. (для обеспечения региона электроэнергией до создания инфраструктуры ее транспорта и ввода в эксплуатацию ПАЭС в г. Певек) и обусловлена старением оборудования АЭС, величиной предполагаемых радиационных последствий для населения и суровостью погодных условий района расположения Билибинской АЭС, существенно затрудняющих выполнение защитных мероприятий.

Все полученные автором в результате исследования практические результаты вошли составной частью в:

1. Отчет по углубленной оценке безопасности. Билибинская АЭС. Блоки 1-4. ОАО «Концерн Росэнергоатом», АО «ГНЦ РФ-ФЭИ», АО «Атомэнергопроект», АО «Ижорские заводы», 2016 г.

2. Руководство по управлению запроектными авариями (РУЗА), БиАЭС 1.2.5.01.001.11.252013 с извещением № 11.1086.16 от 14.11.2016

3. План мероприятий по защите персонала в случае аварии на Билибинской АЭС. БиАЭС 1.2.1.03.11.23-2014,

которые обосновывают условия действия лицензии эксплуатации Билибинской АЭС.

Разработано и аттестовано в Ростехнадзоре программное средство ВЫБРОС-3.1 для оценки последствий выбросов (как продолжительных, в условиях нормальной эксплуатации, так и кратковременных - аварийных) для населения, которое может быть использовано для выполнения оценок в целях обоснования безопасности разрабатываемых или существующих объектов использования атомной энергетики.

С использованием ВЫБРОС-3.1 были проведены расчетные исследования, включенные в проектную документацию других объектов:

1. Техническое обоснование безопасности (ТОБ) при хранении и обращении с ОЯТ реакторов АМБ первой очереди Белоярской АЭС. ФГУП С-ПбАЭП, ФГУП НИКИЭТ, ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ, Б АЭС. Инв. № БЛ. 1_2-0-1-61 -ТОБ-001, 2006

2. Техническое обоснование безопасности (ТОБ) при обращении с ОЯТ реакторов АМБ первой очереди Белоярской АЭС в части вывоза ОЯТ с 1,2 блоков. ОАО С-ПбАЭП, ФГУП НИКИЭТ, ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ, БАЭС. Инв. № БЛ. 1_2-0-1-61-ТОБ-002, 2009

3. Обоснование ядерной и радиационной безопасности установки кассет К-17у в чехлы РТ5019 и их хранению в БВ-1 Белоярской АЭС. ФГУП НИКИЭТ, ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ, ОАО С-ПбАЭС, БАЭС. Инв. № 3.1013 От, 2010

Методология и методы исследований:

- основой послужили результаты теплотехнического анализа протекания запроектных аварий РУ ЭГП-6 [1],

- модели повреждения твэлов и выхода продуктов деления из ОТВС, основанные на данных экспериментальных работ о выходе радиоактивных продуктов деления из поврежденного топлива РУ ЭГП-6 в условиях запроектных аварий и их осаждению в графитовой кладке [46],

- метод разряженных матриц и ядерно-физические данные, используемые для решения систем дифференциальных уравнений в ПС ОКЮЕ№21 [7],

- реализованные автором в ПС ВЫБРОС-3.1 [8-10] методики [11-16], дополненные подходами из работ [17-28].

Личный вклад автора:

- Автором был разработан методический подход и выполнен анализ запроектных аварий по критерию повреждения барьеров безопасности, по результатам которого проведена классификация аварий; выявлена авария, потенциально приводящая к наибольшим радиологическим последствиям,

- При создании ПС ВЫБРОС-3.1 автором были разработаны модули по расчету атмосферного переноса, доз внешнего и внутреннего облучения, подготовлены библиотеки данных и модули работы с ними, выполнена общая интеграция ПС; разработана матрица верификации ПС, верификационный отчет и Аттестационный паспорт,

- Автором выполнены оценки динамики повреждения тепловыделяющих сборок (ТВС) и величины выхода продуктов деления из топлива, проведен анализ технических возможностей их транспорта в окружающую среду для условий реализации сценария аварии, приводящего к наибольшему повреждению барьеров безопасности и получена количественная оценка наибольшего выброса,

- На основании проведенного автором анализа вариантов реализации аварийного выброса им были выполнены оценки радиологических последствий для населения; выявлена и обоснована техническая возможность существенного снижения потенциальной величины

этих последствий, показано отсутствие необходимости введения обязательных мер защиты в виде срочного отселения или эвакуации.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Методический подход к анализу безопасности населения при тяжелых запроектных авариях РУ ЭГП-6, основанный на результатах анализа запроектных аварий по критерию повреждения барьеров безопасности с выявлением аварии, обладающей наибольшими радиологическими последствиями.

2. Создание и аттестация программного средства ВЫБРОС-3.1 для оценки величины радиологических последствий выбросов для населения,

3. Оценка динамики повреждения тепловыделяющих сборок (ТВС) для аварии, приводящей к наибольшему повреждению имеющихся барьеров безопасности; количественная оценка выброса радионуклидов и технических возможностей его поступления в окружающую среду,

4. Результаты анализа реализации аварийного выброса и радиологических последствий запроектной аварии для населения: выявлена техническая возможность существенного снижения потенциальной величины последствий для населения и отсутствие необходимости введения обязательных мер по защите населения в виде срочного отселения или эвакуации для аварийного выброса.

Достоверность и обоснованность выводов: подтверждена представительным объемом результатов, основанных на использовании экспериментальных данных, и применением аттестованных программных средств для выполнения расчетных исследований.

Апробация работы: Основные результаты выполненных исследований обыгрывались в рамках учений Кризисного центра Росэнергоатома в 2013-1017 гг. Материалы работы докладывались на конференциях «Нейтроника-2016», 23.11.2016-25.11.2016, Обнинск, Россия и 19 Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам, 12-13 апреля 2017, г. Подольск. Программное средство (ПС) ВЫБРОС-3.1 было аттестовано в Ростехнадзоре в 2016 г. (аттестационный паспорт № 395) и зарегистрировано в ФСИС 1.09.2017.

Публикации. Основные результаты исследований опубликованы в 10 печатных трудах, из них 5 статей в научных журналах (4 статей в журналах, рекомендованных ВАК для защиты кандидатских диссертаций), 2 публикации в виде докладов в материалах российских конференций, 2 препринта и 1 свидетельство о регистрации ПС в ФСИС.

Структура и объем работы: Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 56 наименований и четырех приложений. Диссертация изложена на 153 страницах машинописного текста, включающего 24 рисунка и 55 таблиц.

1. МЕТОДИЧЕСКИЙ ПОДХОД К АНАЛИЗУ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ ДЛЯ НАСЕЛЕНИЯ. АНАЛИЗ АВАРИЙ, ОБУСЛОВЛЕННЫХ ВНУТРЕННИМИ ПРИЧИНАМИ

Причины и условия возникновения и протекания запроектных аварий многочисленны и весьма многообразны. На основе данных системных исследований 2000-2016 гг, отраженных в Отчете по углубленному обоснованию безопасности (ОУОБ), был разработан методический подход [1] к анализу радиационных последствий для населения:

1. Провести анализ тяжелых запроектных аварий из разработанного в ГНЦ РФ-ФЭИ и утвержденного Ростехназдором перечня по критерию повреждения барьеров безопасности.

2. Выявить исходные события и сценарии аварий, характеризующие верхние пределы их повреждения, поскольку именно они ведут наибольшему облучению населения потенциально-возможными выбросами,

3. Для запроектной аварии с наибольшим повреждением барьеров безопасности, на основе комплекса расчетных данных о протекании ЗПА выполнить оценку источника выброса и оценить величину радиологических последствий для населения района размещения Билибинской АЭС.

В результате первичного анализа из рассматриваемого перечня были исключены аварии по внешним причинам, поскольку:

1. Метеорологические условия (дожди, грозы, снег, обледенение, ветра) и природные факторы, ими определяемые (разливы рек, прорыв искусственных водоемов) не могут послужить причиной повреждения локализующих барьеров безопасности и привести к выбросам в окружающую среду, поскольку конструкция реакторной установки (РУ) ЭГП-6, зданий и сооружений Билибинской АЭС выдерживают эти нагрузки, а их расположение на местности исключает такое воздействие.

2. Проектное землетрясение (ПЗ) составляет 4 балла по шкале MSK-64, максимальное расчетное (МРЗ) - 5 баллов. Здания и сооружения Билибинской АЭС спроектированы таким образом, чтобы выдержать эти нагрузки.

3. Техногенные воздействия на площадке размещения Билибинской АЭС, потенциально способные привести к авариям с разрушением локализующих барьеров безопасности и выбросами в окружающую среду отсутствуют:

- вблизи площадки расположения АЭС отсутствуют нефте- и газопроводы;

- взрывы при транспортировке взрывчатых веществ за пределами площадки не могут

привести к разрушению объектов Билибинской АЭС;

- в зоне расположения АЭС запрещены полеты воздушных судов; аэропорт расположен на расстоянии более 20 км; вероятность авиационных происшествий над площадкой АЭС составляет 5,5-10"п[1].

Анализ аварий, обусловленных внутренними причинами, был выполнен в 2 этапа: были проанализированы исходные события (ИС), приводящие к авариям на РУ ЭГП-6, и выделены ИС и условия возникновения запроектных аварий, после чего из выявленного спектра запроектных аварий выявлены аварии, сопровождаемые наибольшим повреждением барьеров безопасности.

Все возможные аварии на РУ ЭГП-6 можно разделить на категории в соответствии с исходным событием:

- ИС, приводящие к потерям теплоносителя основного циркуляционного контура (разрывы коллекторов и трубопроводов ОЦК и контура охлаждения СУЗ, паропроводов, твэла и ТВС, трубопроводов питательной воды);

- ИС, приводящие к переходным процессам;

- специальные ИС - связанные с отказами по общей причине, приводящие к полной или частичной потере функций безопасности;

- особые локальные воздействия (пожары, затопления, накопление и взрыв водорода);

1.1 Исходные события аварий, сопровождаемых потерей теплоносителя основного циркуляционного контура

В соответствии с размерами разрывов и величинами течей трубопроводов ОЦК (Рисунок 1) и паропроводов все аварии были сгруппированы в таблице 1.1. Большие течи формируются через разрывы ОЦК и паропроводов (или связанных систем). Они требуют немедленного останова реактора и проведения аварийного расхолаживания. Большая течь характеризуется эквивалентным диаметром > 0 80 мм.

Средние течи формируются через разрывы ОЦК (или связанных систем), характеризуются необходимостью останова и аварийного расхолаживания реактора. В случае средней течи срабатывает АЗ от изменения одного (или нескольких) технологических параметров. Средняя течь характеризуется эквивалентным диаметром в диапазоне 0 (30^80) мм.

Малые течи формируются через разрыв ОЦК и паропровода (или связанных систем), и характеризуются необходимостью проведения штатного расхолаживания РУ. В случае малой течи возможна остановка реактора оператором, не дожидаясь появления сигнала АЗ-1. Малые течи характеризуются эквивалентным диаметром 0 30 мм.

Компенсируемые (очень малые) течи характеризуются отсутствием необходимости быстрой остановки и расхолаживания реактора. При отсутствии сигналов АЗ-1 реактор может быть остановлен оператором. Для компенсируемых течей эквивалентный диаметр составляет ~ 0 10 мм.

Пар на турбину

1 - реактор ЭГП-6, 2 - ТВС, 3 - раздаточный коллектор петли ТВС, 4 - сборный коллектор петли ТВС, 5 -перепускной коллектор, 6 - канал СУЗ, 7 - сборный коллектор СУЗ, 8 - раздаточный коллектор СУЗ, 9 - ввод АСПОВ, 10 - ввод питательной воды (СПН), 11 - раздаточный коллектор АСПОВ, 12 - раздаточный коллектор питательной воды, 13 - барабан-сепаратор, 14 - деаэратор, 15 - всасывающий коллектор АПЭН, 16 -теплообменник глубокого расхолаживания

Рисунок 1 - Схема ОЦК РУ ЭГП-6

Аварии, связанные с потерей теплоносителя из ОЦК для РУ ЭГП-6 можно разделить на происходящие внутри помещений ОЦК и исходные события с истечением теплоносителя за пределы помещений ОЦК и в другие системы (см. Рисунок 1). При этом разрыв ОЦК:

- в зоне 1 - приводит к течи теплоносителя в реакторное пространство,

- в зоне 2 - приводит к течи теплоносителя в надреакторное пространство,

- в зоне 3 - приводит к течи теплоносителя в шахту трубопроводов ОЦК,

- в зоне 4 - приводит к течи теплоносителя в бокс барабана-сепаратора,

- в зоне 5 - приводит к течи теплоносителя в машинный зал.

В соответствии с величиной течи и местом расположения, они представлены в таблице 1.1.

Таблица 1.1 - Аварии с разрывом ОЦК и трубопроводов основных систем

Место Эквивалентный размер течи

расположения разрыва Большая течь 0 80 мм Средняя течь 0 30-80 мм Малая течь 010-30 мм Очень малая (компенсир.) течь 010 мм

Зона 1. Массовые Разрывы 28 ТВС Разрывы 3 ТВС Разрыв одной

Реакторное разрывы ТВС и ТВС

пространство твэлов

(РП)

Зона 2. Разрывы Индивидуальные Индивидуальные Импульсные

Надреакторное раздаточного и трубопроводы трубопроводы трубки КИП

пространство сборного групповых коллекторов (РГК и СГК), перепускного ОЦК ТВС, коллектора контура СУЗ каналов СУЗ

Зона 3. Опускные и Трубопроводы Импульсные

Шахта подъемные питательной воды трубки КИП

трубопроводов трубопроводы и АСПОВ,

ОЦК групповых петель ОЦК, трубопровод расхолаживания барабана-сепаратора (БС) трубопроводы деаэратора, контура СУЗ

Зона 4. Подъемные и Трубопровод Трубопроводы Импульсные

Бокс барабана- опускные аварийного слива выпарного трубки КИП

сепаратора трубопроводы БС аппарата и

ОЦК, БС, деаэратора

паропровод,

главный

предохранительн

ый клапан (ГПК),

расхолаживание

БС

Зона 5. Паропровод Трубопроводы Трубопроводы Импульсные

Машзал СППВ, АСПОВ, питательной воды трубки КИП

САППВ, БРУ-ОБ, и конденсата

БРУ-К

При отсутствии отказов в системах безопасности и важных для безопасности (основное

- при отсутствии отказов в работе АЗ-1) все эти исходные события приводят к проектным авариям, последствия которых с помощью технических средств систем безопасности исключают превышение эксплуатационных пределов и пределов безопасной эксплуатации.

Аварии с большими течами ОЦК, перечисленные в столбце 1 таблицы 1.1, сопровождаемые отказом системы защиты АЗ-1, являются запроектными. Вместе с тем необходимо отметить, что аварии с массовым разрывом твэлов в ТВС, помимо потери теплоносителя ОЦК, могут иметь в качестве причины неконтролируемое введение реактивности вследствие самохода группы стержней систем управления реактором (АР или РР).

1.2 Исходные события, приводящие к переходным процессам

Исходные события, приводящие к переходным процессам, возникают из-за отказов систем безопасности и систем нормальной эксплуатации, а также ошибок персонала, вносящих значительные возмущения в работу энергоблока, которые приводят к необходимости остановки реактора и не связаны с потерей теплоносителя. К ним относятся:

- события, приводящие к недопустимому росту положительной реактивности;

- аварийное перекрытие проходных сечений теплоносителя в определенных местах гидравлического тракта ОЦК;

- изменения параметров теплоносителя, превысившие установленные пределы безопасной эксплуатации и требующие останова реактора;

- события, связанные с отказами оборудования и ошибками персонала при проведении регламентных эксплуатационных работ и перегрузке топлива.

Рассмотренные подгруппы событий не являются самостоятельными, т.к. приводят к переходному процессу или течи теплоносителя.

Таблица 1.2 - Исходные события, не связанные с потерями теплоносителя и приводящие к

переходным процессам

№ п/п Исходные события аварий

1 Самоход стержня АР с максимальной скоростью из активной зоны, сопровождаемый несрабатыванием АЗ

2 Самоход стержня РР

3 Падение в зону полностью извлеченного стержня СУЗ

4 Прекращение подачи теплоносителя в один раздаточный групповой коллектор с несрабатыванием АЗ

5 Отказ питательного насоса

6 Отказ насоса контура охлаждения каналов СУЗ

7 Отказ при достижении уставки на закрытие главного предохранительного клапана или клапанов стерегущих регуляторов

8 Ложное включение аварийной системы подачи охлаждающей воды (АСПОВ)

При штатном срабатывании аварийной защиты и отсутствии отказов эти аварии также являются проектными. При отказе аварийной защиты (АЗ) аварии 1, 2 и 4 становятся запроектными.

1.3 Специальные исходные события - связанные с отказами по общим причинам

Специальные исходные события - это события-инициаторы отказов по общим причинам, которые приводят к полной или частичной потере функций безопасности. Они могут возникать как в системах нормальной эксплуатации, так и в системах безопасности и важных для безопасности. К ним относятся:

- отказы в конденсатно-деаэраторном тракте;

- обесточивания в системе внешнего электроснабжения, а также отдельных шин электропитания управляющих систем;

- потеря контроля за основными технологическими параметрами (давление, уровень, расход);

- потеря технического водоснабжения;

- потеря циркуляционной воды.

Таблица 1.3 - Специальные исходные события - инициаторы отказов по общим причинам

№ п/п Исходные события аварий

1 Пожар в машзале, приводящий к отказу насосов ПЭН, АПЭН или КО СУЗ

2 Обесточение в системе внешнего электроснабжения

3 Обесточение системы управления и защиты

4 Обесточение энергоблока с потерей штатного электропитания собственных нужд с несрабатыванием АЗ и АР

5 Потеря контроля за основными технологическими параметрами (давление, уровень, расход ОЦК)

6 Потеря технического водоснабжения

7 Потеря циркуляционной воды

При штатном срабатывании аварийной защиты и отсутствии отказов эти аварии также являются проектными и не могут привести к разрушению твэлов ТВС [1]. При отказе системы АЗ аварии 1-5 могут перейти в категорию запроектных.

1.4 Особые локальные воздействия

Эти исходные события аварий являются следствием локальных воздействий в помещениях АЭС: пожары в помещениях БЩУ, кабельных коридорах, помещении приводов стержней СУЗ, падение технологического оборудования (перегрузочных механизмов и др.) на перекрытие реактора или бассейнов выдержки (БВ), прекращение охлаждения, обезвоживание, замерзание и затопление БВ, разрушение газового контура РУ.

В эту же категорию необходимо отнести возможность возникновения самоподдерживающей цепной реакции (СЦР) в БВ:

- вследствие падения пеналов на дно БВ,

- вследствие недопустимого перемещения ОТВС в системе хранения и обращения,

- падения технологического оборудования на перекрытие БВ с его разрушением, разрушением группы ОТВС и образование критического объема.

Перечень аварий приведен в таблице 1.4.

Аварии 1 -7 относятся к запроектным, поскольку связаны с одновременным нарушением работы систем безопасности и важных для безопасности, а также сопровождаемые внешними причинами в качестве исходных событий.

Таблица 1.4 - Аварии вследствие особых локальных воздействий

№ п/п Исходные события аварий

1 Падение на перекрытия реактора крана, перегрузочных средств, строительных конструкций

2 Падение строительных конструкций или оборудования ЦЗ на перекрытия бассейнов выдержки ОЯТ

3 Прекращение охлаждения БВ

4 Обезвоживание БВ

5 Затопление БВ

6 Возникновение СЦР в БВ

7 Разрушение газового контура с поступлением воздуха в графитовую кладку реактора

8 Возникновение пожара в помещениях АЭС (в БЩУ, кабельных коридорах, помещениях СУЗ)

9 Накопление и взрыв водорода в РП, ББЗ, помещениях системы локализации "мокрой" аварии и др.

1.5 Особенности конструкции РУ ЭГП-6, оказывающие влияние на протекание аварий и формирование радиационных последствий

Наибольшими радиационными последствиями для персонала и населения являются аварии, сопровождаемые разрушениями локализующих барьеров безопасности и приводящие к существенному выбросу радиоактивных веществ в атмосферу. При эксплуатации РУ ЭГП-6 Билибинской АЭС радиоактивные вещества образуются и локализуются в нескольких системах:

- ОЦК: вследствие процессов коррозии сталей, последующих процессов активации продуктов коррозии (ПК) в активной зоне и их дальнейшим перераспределением (удалением на фильтры внутриконтурной очистки, накоплением в застойных зонах и на поверхностях оборудования) в ОЦК;

- ТВС: при эксплуатации в процессе энерговыработки образуются продукты деления (ПД) и актиноиды;

- Газовая система содержит азот. Технологическая операция получения азота организована так, что в азоте содержится до 1% природного аргона. В результате процессов активации образуется 41Аг.

Аварии, сопровождаемые разрушением элементов ОЦК, могут приводить к выбросу в окружающую среду как ПК, так и ПД, если разрушение элементов ОЦК сопровождается повреждением твэлов ТВС.

Повреждения газовой системы приводят к выбросу 41Аг.

Анализ схемы ОЦК, экспериментальных данных о накоплении ПК на поверхностях оборудования ОЦК, а также конструкции барабана-сепаратора РУ ЭГП-6 [1] установил, что именно он является основным накопителем ПК в ОЦК.

Процессы повреждения топлива, выход радиоактивных ПД из топлива, их транспорт через поврежденные локализующие барьеры безопасности и выброс в окружающую среду определяются особенностями конструкции и режимом активной зоны РУ:

- Наличие графитовой кладки: помимо того, что она является замедлителем и дополнительным элементом радиационной защиты, кладка выполняет роль «теплового аккумулятора», обеспечивая (вследствие большой теплоемкости) большую плавность процессов изменения температуры элементов конструкции активной зоны при переходных и аварийных процессах. Кроме того, кладка выполняет роль абсорбера для ПД при повреждении оболочек твэл и выходе ПД из материала твэлов вследствие аварий, существенно снижая величину выброса ПД в реакторное пространство;

- Графитовая кладка находится в герметичном стальном кожухе реактора, который конструктивно связан сварным соединением с нижней опорной плитой и, через гофр компенсатора напряжений, с верхней плитой. Пространство под кожухом реактора связано с системой локализации аварий (СЛА);

- ОЦК работает в режиме естественной циркуляции теплоносителя;

- Использование дисперсионных трубчатых твэлов в составе тепловыделяющей сборки (ТВС). При этом теплоноситель, поступающий в ТВС по индивидуальному подводящему трубопроводу, движется по центральной опускной трубе к нижней камере, из которой проходит параллельными потоками в 6 твэл. В твэлах осуществляется подогрев теплоносителя и его частичный переход в паровую фазу. Образовавшаяся пароводяная смесь поступает из твэлов в общую выходную камеру и далее, по индивидуальному отводящему тракту, проходит к отводящему петлевому коллектору ОЦК.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Мухамадеев Рубен Ильдарович, 2019 год

Аук -

Азк -

Ка -

2.2 Описание района размещения источника

Для описания района размещения (площадки) источника поступления радиоактивных продуктов в атмосферу и в пределах которой рассматривается движение облака выброса используется декартова система координат. Площадка разбивается на квадратные элементарные участки и для каждого элемента фиксируются следующие характеристики:

- плотность населения;

- параметр шероховатости подстилающей поверхности;

- высота относительно уровня моря;

- усредненные характерные для обычной деятельности, факторы защиты для той доли населения, которая находится в зданиях, сооружениях и прочих укрытиях, имеющихся на данном элементе площадки ( т.е. не на открытой местности ):

(а) фактор защиты от гамма-излучения облака,

(б) фактор защиты от гамма-излучения радионуклидов, осевших на поверхность земли,

(в) фактор защиты от ингаляционного поступления радионуклидов.

Эти параметры фиксируются в виде файлов данных, обращение к которым программа осуществляет по указанному идентификатору (названию) файла.

Расположение источника на площадке задается в исходных данных двумя координатами

- номерами соответствующего элемента сетки, отсчитываемыми от левого верхнего угла. Источник может находиться в произвольном элементе сетки, в самом же элементе положение источника зафиксировано (предполагается, что он находится в центре).

Направление движения облака выброса (ось X в обозначениях раздела 2.1), совпадающее с направлением ветра, задается величиной угла а от направления на восток против часовой стрелки.

2.3 Модели расчета доз

При поступлении радиоактивных продуктов в атмосферу население подвергается угрозе облучения, обусловленной несколькими возможными факторами радиационного воздействия: -у- и Р-излучение радиоактивных веществ, содержащихся в облаке выброса; -у- и Р-излучение радионуклидов, осевших на подстилающую поверхность;

- внутреннее облучение от радиоактивности, поступившей в организм человека по ингаляционному пути за время прохождения облака;

- внутреннее облучение за счет поступления в организм человека радионуклидов по пероральному пути (с водой и продуктами питания - с учетом пищевых цепочек).

Методики [11-16], используемые для оценок доз населения, не учитывают дозы от «факела» выброса (существенно на малом расстоянии от источника выброса), а также дозы от Р-активных радионуклидов при всех видах загрязнений (приземная активность воздуха, поверхность, одежда). Поскольку данные факторы представляются существенными как для выполнения оценок доз для персонала (в пределах санитарно-защитной зоны (СЗЗ)), так и для населения в условиях достаточно близкого расположения г.Билибино к АЭС, то они были включены в ВЫБРОС-3.1.

В ВЫБРОС-3.1 при расчете суммарной эффективной дозы вклад эффективной дозы по пероральному пути облучения не учитывается, но всегда приводится отдельно. Такое представление дает возможность разработчику оценить потенциальный вклад данного пути в облучение представителя возрастной группы, и оценить необходимость мер по ограничению потребления загрязненных продуктов питания при проведении расчетов последствий аварийных выбросов в непосредственной близости от источника, где роль этого пути облучения может быть значительно снижена вследствие его эффективного контроля и ограничения.

Все рассчитываемые дозы имеют размерность [Зв].

2.3.1 Доза у-излучения от облака

При кратковременных выбросах радиоактивных продуктов в атмосферу для расчета эффективной дозы у-излучения от облака Dg используется подход из [11], расширенный путем учета дозы от факела выброса на основании предложенного подхода и данных из [25] и [19]. Эффективная доза Dg(х) определяется как сумма вкладов от объемного (облако) Dgv [16] и бесконечного линейного Dgl источников излучения [25] с весовым множителем К(х), учитывающим приподнятость струи:

Dg(x)=DgV + (1-К(х)) ■ Dgl (2.3.1)

где:

(

К (х) = ехр

К (х)

г

2-^(х)

Эффективная доза внешнего облучения фотонами облака за время для рецептора, находящегося вблизи поверхности земли:

Dvg (X, у, t) = 2 с; - ¥ 1 (х, у, t) - К (2.3.2)

где:

У Я'

С"

- интеграл приземной концентрации радионуклида г, Бк- с/м ,

- коэффициент дозового преобразования при облучении взрослого человека фотонами радионуклида г от облака, Зв - м3/(Бк- с),

- корректирующий фактор для лиц из возрастной группы населения т при расчете дозы от облака (для взрослых 1.0, для детей 1.3, новорожденных 1.5)

Эффективная доза Dg приближенно находится по соотношению для бесконечного линейного источника, расположенного на расстоянии Г от рецептора [25]:

д'(х 0

(х,у,0,г) = XCm■S ■

(2.3.3)

где: д^(х,г) - линейная плотность источника излучения нуклида г ,

&

&

и

а(г) =

Т

д](x, г) = — а(г) ;

и

величина выброса нуклида г, Бк; скорость ветра на высоте струи;

х

г <и

хх

; при : — < г < Т + —

и и

г * ТР + Х

и

Г = д/ ^ (х) + у2

расстояние от источника излучения до рецептора ;

5'

С"

- коэффициент дозового преобразования при облучении взрослого человека фотонами радионуклида г, Зв/(Бк- с),

- корректирующий фактор для лиц из возрастной группы населения т при расчете дозы от облака (для взрослых 1.0, для детей 1.3, новорожденных 1.5)

При продолжительном выбросе расчет производится в каждом секторе аналогичным образом, комбинированием вкладов от бесконечного линейного и полубесконечного объемного источника излучения:

Drk(x)=D \к(х) + (1- К(х)) D 1гк(х)

где :

D Гк(х) - доза от полубесконечного объемного источника в к-ом секторе ;

(х, у) = Х С" -Щкг (х, у). Я'

Г

0

г

1

Wik (x,y) - проинтегрированная по времени приземная концентрация в секторе к, Бк- с/м3, Dlrk(x) - доза от бесконечного линейного источника в к-ом секторе ;

Dlk (x, y, t) = Pk л- XX Pmj -C;-S'- '— X ERF (g, a);

mi U ' Г ' &

Pk - вероятность того, что направление ветра находится в пределах к-того сектора; Pmj- вероятность реализации m-той погодной категории со скоростью ветра

из j-того подинтервала; 0 = 2л/N - угловая ширина сектора, N - число секторов; ERF - интеграл ошибок.

Описание дозовых коэффициентов приведено в п.2.6 и Приложении 1.

2.3.2 Доза у-излучения от радиоактивных выпадений

Эффективная доза внешнего у-облучения от загрязненной радиоактивными выпадениями поверхности рассчитывается в предположении, что источник излучения располагается на бесконечной плоскости на высоте 1 м над поверхностью и рассчитывается по формуле (соответствует формуле Б.3 из Приложения Б.2 [11]):

DSy (x,y,t) = Xk -k2 •Cm7 • Ri j Ai(x,t)dt; (2.3.6)

где:

k1 - безразмерный коэффициент, учитывающий самоэкранировку вследствие неровности подстилающей поверхности (принимается равным 0.7);

k2 - безразмерный коэффициент, учитывающий эффект неполного

пребывания человека на открытом воздухе (принимается равным 0.4, должен быть задан в исходных данных);

С;г - корректирующий фактор для лиц из возрастной группы

населения ; при расчете дозы от облака (для взрослых 1.0, для детей 1.4, новорожденных 1.8) А/ (х,у,^ - плотность поверхностного загрязнения радионуклидом 1, Бк/м2 (подробнее в 2.1.10);

К - коэффициент дозового преобразования при облучении взрослого человека фотонами радионуклида 1 от поверхности, Зв - м2/(Бк- с), описание приведено в Приложении 1. t - время, за которое вычисляется доза от поверхности.

2.3.3 Дозы ß-излучения

Эквивалентная доза на кожу от внешнего ß-излучения формируется тремя основными источниками: нуклидами в приземном слое воздуха, нуклидами, осевшими на подстилающую поверхность и нуклидами, осевшими на одежду. Необходимо отметить, что все три пути облучения могут быть существенными лишь в случае радиационной аварии. В работе [24] предложен метод и константы для оценки эквивалентной дозы на кожу вследствие загрязнения одежды. Методика [11] была дополнена данными из [12,22,26] (константы для оценки эквивалентных доз на коже вследствие загрязнения приземного слоя воздуха и подстилающей поверхности).

Эквивалентная доза внешнего облучения кожи ß-излучением нуклидов из облака для рецептора, находящегося вблизи поверхности земли:

D; (x, у,0) = >.R>doud (2.3.2)

i

где:

W' - интеграл приземной концентрации радионуклида i, Бк- с/м3, R'cioud - коэффициент дозового преобразования при облучении взрослого человека ß-излучением радионуклида i от облака, Зв - м3/(Бк- с), Эквивалентная доза внешнего ß-излучения кожи от загрязненной радиоактивными

выпадениями поверхности Dsß рассчитывается по формуле:

t

Ds; (x, y, t) = £ kl -k2 - Rluf - J A\ (x, y, t)dt;

i 0

где:

ki - безразмерный коэффициент, учитывающий самоэкранировку вследствие

неровности подстилающей поверхности (принимается равным 0.7); k2 - безразмерный коэффициент, учитывающий эффект неполного

пребывания человека на открытом воздухе (принимается равным 0.4, должен быть задан в исходных данных); А/ (x,t) - плотность поверхностного загрязнения радионуклидом i, Бк/м2 (подробнее в 2.1.10);

Rsurf - коэффициент дозового преобразования при облучении взрослого человека ß-излучением радионуклида i от поверхности, Зв - м2/(Бк- с), приведены в разделе 6,

t - время, за которое вычисляется доза от поверхности.

Эквивалентная доза внешнего Р-излучения кожи от загрязненной радиоактивными

выпадениями одежды рассчитывается по формуле:

t

DScioth(x,y,t) = ZRLth • j A(x,y, t)dt;

i 0

где:

R'cloth - коэффициент дозового преобразования при облучении взрослого человека Р-излучением радионуклида i от загрязненной одежды, Зв • м2/(Бк- с), описаны в Приложении 1, As' (x,t) - плотность поверхностного загрязнения радионуклидом i, Бк/м2 (подробнее в 2.1.10);

Оценка дозы от загрязнения одежды в таком приближении для продолжительных выбросов может иметь весьма завышенное значение, поскольку величины выбрасываемой активности невелики, а одежда не носится непрерывно больше нескольких дней и регулярно подвергается чистке и стирке.

В условиях радиационной аварии рассмотрение данного функционала является необходимым. В условиях нормальной работы он может ограниченно использоваться для оценки доз персонала, работающего на территории предприятия или санитарно-защитной зоны в период между сменами спецодежды.

2.3.4 Доза внутреннего облучения от ингаляционного поступления

Эквивалентная доза на критический орган и эффективная доза внутреннего облучения вследствие ингаляции определяются поступлением радионуклидов за контролируемый (задаваемый в расчете) период. С использованием ВЫБРОС-3.1 могут быть рассчитаны дозы для 6 возрастных групп населения: (0-1) год, (1-2) года, (2-7) лет, (7-12) лет, (12-17) лет и старше 17 лет. Для каждой из групп рассчитываются эквивалентные дозы на щитовидную железу, красный костный мозг и легкие, а также эффективная доза внутреннего облучения вследствие ингаляции:

D'b ,'nh (x, t) = 'Ub-К'Ш '

где: Wi - интеграл приземной концентрации для нуклида i, Бк- с/м3, Ub - скорость дыхания лица из возрастной группы b, м3/с . R-b,mh - коэффициент дозового преобразования при облучении лица из возрастной группы b, при облучении критического органа (для оценки эквивалентной) или эффективной дозы вследствие ингаляционного поступления

В таблице 2.6 [11] приведены скорости дыхания и лиц всех возрастных групп, используемые для расчетов доз от ингаляционного поступления, при этом для кратковременных выбросов (моделирование последствий аварий) рассматриваются условия легкой деятельности, а для продолжительных - среднегодовые скорости дыхания.

Таблица 2.6 - Скорость дыхания и лиц всех возрастных групп, м3/сек

(0-1) год (1-2) года (2-7) лет (7-12) лет (12-17) лет > 17

С реднегодовые скорости дыхания

3,2e-05 6,0e-05 1,0e-04 1,7e-04 2,3e-04 2,6e-04

Скорость дыхания при легкой деятельности

3,2e-05 9,7e-05 1,6e-04 3,1e-04 3,8e-04 4,1e-04

В ВЫБРОС-3.1 используются шесть наборов дозовых коэффициентов Rb,inh для расчета эффективной дозы внутреннего облучения, эквивалентной дозы облучения щитовидной железы, эквивалентной дозы облучения красного костного мозга и эквивалентной дозы облучения легких. Их расчет был проведен с использованием [23] и дополнительно сверен с [24]. Для аэрозольной формы всех радионуклидов используются Rb,inh для среднего аэродинамического диаметра 1 мкм. Для элементарной и органической форм йода используются соответствующие дозовые коэффициенты.

2.3.5 Суммарная эффективная доза

Для оценки суммарного эффекта внешнего и внутреннего облучения суммарная эффективная доза для возрастной группы b определяется как сумма эффективных доз внешнего (от облака и поверхности) и внутреннего (вследствие ингаляции) облучения:

Deff= D у + Dsy + Dinh ; (2.3.11)

2.3.6 Эффективная доза внутреннего облучения вследствие перорального поступления

За основу алгоритма, используемого для оценки эффективной дозы для возрастной группы населения вследствие перорального поступления радионуклидов (кроме трития и 14С) на основании данных работы [17] принята системная модель, предложенная в [18-19]. Вместе с тем, для большей корректности оценки последствий кратковременных выбросов, в нее были внесены поправки для учета сезонности выполнения сельскохозяйственных работ и их влияния на формирование дозы внутреннего облучения в соответствии с календарной датой выброса, предложенные в [17], и данные из [13-16].

= А^-Щ (2.3.12)

т }

где: А }т - количество активности нуклида }, поступившей в организм человека за время потребления загрязненного продукта т; Щ } - дозовый коэффициент для оценки эффективной дозы нуклида} для возрастной группы г.

Для кратковременного выброса активность нуклида}, поступившая с продуктом т в организм человека, определяется следующим соотношением:

Ат = Q}■Im ¥ктРп(х,У) + 0.2-Р}(х,у))+ К}2мР(Xу) + Р}(XУ))] -(2.3.13) где:

Q 1 - активность радионуклида} в выбросе,

1т - потребление продукта т возрастной группой населения г,

К$1,т - коэффициент поступления радионуклидов вида «выпадения - содержание в

продуктах питания» для воздушного пути, К}з2,т - коэффициент поступления радионуклидов вида «выпадения - содержание в

продуктах питания» для корневого пути, Р}п - фактор сухого осаждения нуклида}, Р 1^>п - фактор влажного выведения нуклида}, X} - постоянная распада нуклида},

Тт - период времени между выпадением нуклида и сбором урожая продукта т, тт - период употребления продукта т.

Периоды времени между сбором урожая и употребления продукта т зависят от календарного времени выброса, продолжительности выброса и территориального календаря выполнения сельскохозяйственных работ. В таблице 2.7 приведен один из вариантов такого календаря.

Консервативно предполагается, что с началом уборки урожая он убирается за 1 день, и в этот же день начинается его употребление, продолжающееся в течение 1 года. Если дату выброса обозначить как DR, а период времени, для которого рассчитывается пероральная доза как СЩ, то общем случае:

- если выпадение нуклидов произошло до всходов и освобождения травы из-под снега, то коэффициент поступления нуклидов по воздушному пути принимается равным 0.0, Т равно времени между выпадением DR и началом уборки Ти;1е продукта т, а т равно времени между началом уборки урожая и окончанием периода расчета пероральной дозы СЩ, который отсчитывается от момента выброса. Если период расчета дозы меньше Ти;1е для

продукта т, то доза вследствие его потребления равна 0.0 (скот питается чистыми кормами, люди потребляют продукты прошлого года);

- если выпадение нуклидов произошло после всходов и освобождения травы из-под снега но до начала периода уборки продукта т, то Т равно времени между выпадением DR и началом уборки Тше продукта т, а т - времени между началом уборки урожая и окончанием периода расчета пероральной дозы CR, который отсчитывается от момента выброса. Если период расчета дозы меньше Тше продукта т, то доза вследствие его потребления равна 0.0 (скот питается «чистыми» кормами, люди потребляют продукты прошлого года);

- если выпадение нуклидов произошло после начала уборки продукта т, но до окончания его уборки (или выпаса скота), то Т принимается равным 0.0, а т равно периоду расчета пероральной дозы СК;

- если выпадение нуклидов произошло после окончания уборки продукта т, то коэффициент поступления нуклидов по воздушному пути принимается равным 0.0, Т равно времени между выпадением DR и началом уборки Тше продукта т в следующем году, а т - времени между началом уборки урожая в следующем году и периодом расчета пероральной дозы CR, который отсчитывается от момента выброса (время употребления урожая следующего года, загрязненного выбросом). Если период расчета пероральной дозы не достигает начала сбора урожая следующего года - то доза приравнивается к 0.

Таблица 2.7 - Даты, определяющие рост растений и выпас животных, используемые для

оценки доз вследствие перорального поступления (пример, средняя полоса России)

Продукты питания Всходы или освобождение травы из-под снега, Ть Начало уборки или выпаса скота, Тше Завершение уборки или выпаса скота (выпадение снега), Твпс1

Мясо 1 апреля 1 мая 7 ноября

Молоко 1 апреля 1 мая 7 ноября

Пшеница 1 мая 30 июня 28 сентября

Огурцы 1 мая 30 июня 28 сентября

Капуста 1 мая 30 июня 28 сентября

Картофель 1 мая 30 июня 28 сентября

Для продолжительного (постоянного в течение года) выброса активность нуклида j, поступившая с продуктом т в организм человека, определяется соотношением:

А = Q1■Im Р(х,У) + 0.2-РП(х,у))+ К[2т(рП(х,у) + Р^(х,У))] (2.3.14)

где:

Р]ёп - среднегодовой фактор сухого осаждения для нуклидаj, Р]„п - среднегодовой фактор влажного выведения для нуклидаj,

Тритий и 14С обладают особенностями поведения в окружающей среде, которые учитываются в моделях, используемых для оценки величины последствий их потребления.

Для трития: предполагается, что его выброс проводится в виде паров НТО, а загрязнение продуктов питания проходит через влагообмен. Пероральная доза от трития вследствие употребления в составе продуктов питания, консервативно оценивается в соответствии с [1315, 21] как:

т НТО

Г)НТО = ^НТО .1__К • ^ТО

гп!г Ф

где: ТНТО - интеграл приземной концентрации паров трития ; годовое потребление связанной вл оцениваемое в [21] как 256 кг/год;

НТО

I - годовое потребление связанной влаги в составе пищевых продуктов,

ф - влажность воздуха (принимается равной 0.009 кг/м3);

К - коэффициент фракционирования, равный отношению удельной активности трития в воде продуктов питания к удельной активности в атмосферной влаге. Для продуктов, выращенных на площадке размещения ОИАЭ консервативно принимается равным 1. Для кратковременного выброса, если он произошел в зимнюю биопаузу (между окончанием уборки урожая и весенними всходами) принимается равным 0.

Для 14С предполагается, что он поступает в атмосферу в виде СО2 или быстро окисляющихся до него соединений. СО2 поглощается растениями из атмосферы, поэтому доза для формируется по стеблевому пути и зависит от календарной даты выброса. Доза вследствие потребления 14С с мясом, молоком и растительными продуктами питания для возрастной группы рассчитывается в соответствии с [13-15, 21] как:

DS4 =¥• Fs-XEDm ;

т

где: ТС14 - интеграл приземной концентрации 14С;

Fs - доля местных продуктов в рационе (консервативно полагается равной 1);

EDm - эффективный коэффициент перехода к эфф. дозе для возрастной группы населения вследствие потребления загрязненного продукта питания т, оцениваемый как: Для мяса:

ED =

ГрсЛ

1 G

Fc

К1 а

И К^Т С Т • ' и ь '% 1 ' ^^ '1 '

где: I - скорость употребления мяса возрастной группой, (рацион) кг/с;

Cing - дозовый коэффициент для расчета эффективной дозы внутреннего облучения

для возрастной группы вследствие поступления С по пероральному пути; иь - скорость потребления кормов коровой, кг/сут;

к

М1 - коэффициент перехода активности «корм-мясо», 0.031 сут/кг;

с

Р G - доля углерода в общей массе продуктов, для мяса = 0.20;

а - содержание природного углерода в воздухе, в среднем = 1.8х10-4 кг/м3; Для молока:

ED =

ГрсЛ 1 о

К1 а

Л К<т с Т •

■ иь '% 2 ' ^"тя ' 1 '

где: I - скорость употребления молока возрастной группой, (рацион) кг/с;

Сщ - дозовый коэффициент для расчета эффективной дозы внутреннего облучения

14

для возрастной группы вследствие поступления С по пероральному пути; Ль - скорость потребления кормов коровой, кг/сут;

к

М1 - коэффициент перехода активности «корм-молоко», 0.012 сут/кг;

с

Р о - доля углерода в общей массе продуктов, для молока = 0.005. Для растительных продуктов:

ED =

( Рс \

1 о

У1 а

■С I •

где: I - скорость употребления продукта возрастной группой, (рацион) кг/с;

Сщ - дозовый коэффициент для расчета эффективной дозы внутреннего облучения

14

для возрастной группы вследствие поступления С по пероральному пути;

с

Р о - доля углерода в общей массе продуктов, для растительных продуктов = 0.11.

Данные, необходимые для расчета доз по пероральному пути поступления:

- коэффициенты поступления радионуклидов в продукты по воздушному и корневому пути для кратковременного выброса - получены из [16,18].

- коэффициенты поступления радионуклидов в продукты по воздушному и корневому пути для постоянного (продолжительного в течение года) - получены из [13-15, 18];

- дозовые коэффициенты для оценки эффективной дозы для всех возрастных групп населения - рассчитаны с использованием [23];

- скорость потребления продуктов возрастной группой населения (пример) - из [18].

Все используемые данные описаны в разделе 2.6 и Приложении 1.

2.4 Учет мероприятий по защите населения от облучения

Модель учета защитных действий при определении последствий облучения, реализованная в ВЫБРОС-3.1, заключается в введении для рассматриваемого времени после аварийного выброса ряда временных этапов, каждый из которых характеризуется несколькими параметрами:

— долей населения, находящегося вне укрытий;

— долей неэвакуированного (по отношению к численности до аварии) населения;

— коэффициентами, характеризующими среднюю на временном интервале степень защищенности населения в укрытиях от у-излучения облака, у-излучения поверхности и от ингаляционного поступления радионуклидов в организм человека. Коэффициенты защиты выбираются на основании данных о застройке и нормативных документов.

Изменение численных значений указанных параметров на различных временных этапах позволяет учесть влияние проводимых защитных мер на формирование радиационных последствий выбросов радиоактивности в атмосферу.

Каждый из параметров обладает не только временной, но и пространственной зависимостью, что позволяет учитывать динамику и рассматривать эффективность мероприятий по защите населения в соответствии с возможным облучением населения и загрязнением территорий.

2.5 Параметры, рассчитываемые ВЫБРОС-3.1

Для каждого из вариантов реализации погодных условий для каждого момента времени и выбранной критической группы населения рассчитываются: Данные о загрязнении радионуклидами среды для расстояния R:

1. Приземная проинтегрированная по времени концентрация (удельная объемная активность),

Бк с/м3

2. Плотность поверхностной активности, Бк/м2

3. Индивидуальные дозовые характеристики для человека, находящегося на открытой местности:

- Эффективная доза внешнего облучения на все тело от у-квантов облака

- Эффективная доза внешнего облучения на все тело от у-квантов от загрязненной поверхности

- Эквивалентные дозы на кожу от Р-излучения (облако, поверхность, одежда);

- Дозы внутреннего облучения вследствие ингаляционного поступления: эквивалентные дозы на щитовидную железу, красный костный мозг, легкие, а также эффективная доза -все для выбранной возрастной группы населения;

- Эффективная доза внутреннего облучения вследствие перорального поступления для выбранной возрастной группы населения;

- Суммарная эффективная доза.

На основании данных о вероятности реализации погодных условий и результатов расчетов коллективных характеристик последствий облучения при необходимости строятся огибающие (максимальные значения величины на данном расстоянии среди всех возможных к реализации погодных условий) по суммарной эффективной дозе, эффективным дозам внешнего и внутреннего облучения вследствие поступления радионуклидов по ингаляционному пути.

2.6 Краткое описание библиотек данных ВЫБРОС-3.1

Библиотека ВЫБРОС-3.1 содержит данные для 99 нуклидов, приведенных в таблице 2.8. Для выполнения расчетных оценок индивидуальных доз от внешнего облучения и вследствие ингаляции радионуклидов используются следующие данные для каждого из радионуклидов:

- Выход нуклида при распаде предшественника.

- Постоянная распада, с-1.

- Дозовый коэффициент для оценки эффективной дозы по ингаляционному пути поступления радионуклида [11-16, 23-24].

- Дозовый коэффициент для оценки эквивалентной дозы по ингаляционному пути поступления радионуклида на щитовидную железу [11, 23-24].

- Дозовый коэффициент для оценки эквивалентной дозы по ингаляционному пути поступления радионуклида на красный костный мозг [11, 23-24].

- Дозовый коэффициент для оценки эквивалентной дозы по ингаляционному пути поступления радионуклида на легкие [11, 23-24].

- Дозовый коэффициент для оценки эффективной дозы от внешнего облучения фотонами радионуклида в облаке выброса [11,22].

- Дозовый коэффициент для оценки эффективной дозы от внешнего облучения фотонами радионуклида, осевшего на поверхность[11,22].

- Дозовый коэффициент для оценки эффективной дозы от внешнего облучения фотонами радионуклида линейного источника [25].

- Дозовый коэффициент для оценки эквивалентной дозы на кожу от внешнего Р-излучения нуклидов, осевших на одежду [25,26].

- Дозовый коэффициент для оценки эквивалентной дозы от внешнего Р-излучения нуклидов в облаке выброса [22,25,26].

- Дозовый коэффициент для оценки эквивалентной дозы от внешнего Р-излучения нуклидов, осевших на поверхность [22,25,26].

Библиотека для оценки эффективной дозы для критических групп населения вследствие перорального поступления содержит следующие данные:

- коэффициенты поступления радионуклидов в продукты по стеблевому (53 нуклидов) и корневому (39 нуклидов) пути для кратковременного выброса [16,18].

- коэффициенты поступления радионуклидов в продукты по стеблевому (54 нуклидов) и корневому (44 нуклидов) пути для постоянного (продолжительного в течение года) из [1315];

- дозовые коэффициенты для оценки эффективной дозы для всех возрастных групп населения, рассчитанные с использованием [23] и проверенные [24];

- потребление продуктов возрастной группой населения [13], (пример) - на данных из [18].

В библиотеках коэффициентов поступления радионуклидов в продукты по стеблевому и корневому пути для оценки дозы внутреннего облучения вследствие перорального поступления представлено меньшее количество нуклидов. Это связано с тем, что в ее формировании не принимают участие ИРГ и слабое влияние оказывают короткоживущие нуклиды.

При выполнении оценок эффективной дозы вследствие перорального поступления для нуклидов америция и кюрия используются коэффициенты накопления (по стеблевому и корневому пути) для плутония [20], что представляется оправданным (и основано на допущениях, принятых в нормативных документах [13-16, 18]), поскольку достоверных опубликованных данных для этих нуклидов не имеется, они относятся к одной группе (актиноиды) и обладают схожими химическими свойствами, кроме того, они связаны цепочкой распадов.

Таблица 2.8 - Перечень нуклидов библиотеки ВЫБРОС-3.1

№ Нуклид № Нуклид № Нуклид № Нуклид № Нуклид № Нуклид

1 Н3 18 Fe59 35 Y90 52 Те127 69 Хе135 86 и236

2 С14 19 Со58 36 Y91m 53 Те129т 70 Хе137 87 и238

3 N13 20 Со60 37 Y91 54 Те129 71 Хе138 88 ^239

4 №22 21 №63 38 2г95 55 Те131т 72 Cs134 89 Ри238

5 №24 22 №65 39 2г97 56 Те131 73 Cs136 90 Ри239

6 Si31 23 Си64 40 №95 57 Те132 74 Cs137 91 Ри240

№ Нуклид № Нуклид № Нуклид № Нуклид № Нуклид № Нуклид

7 Р32 24 Кг85т 41 №97 58 1129 75 Cs138 92 Ри241

8 S35 25 Кг85 42 Мо99 59 1130 76 Ва140 93 Ри242

9 С136 26 Кг87 43 Тс99т 60 1131 77 La140 94 Ат241

10 Аг41 27 Кг88 44 Ru103 61 1132 78 Се141 95 Ат242т

11 К42 28 Кг89 45 Ru105 62 1133 79 Се143 96 Ат243

12 Са45 29 Rb88 46 Ru106 63 1134 80 Се144 97 Ст242

13 Са47 30 Rb89 47 Rh105 64 1135 81 Рг143 98 Ст243

14 Сг51 31 Sr89 48 Ag110m 65 Хе131т 82 Рг144 99 Ст244

15 Мп54 32 Sr90 49 Sb127 66 Хе133т 83 Рт147

16 Мп56 33 Sr91 50 Sb129 67 Хе133 84 Sm153

17 Fe55 34 Sr92 51 Те127т 68 Хе135т 85 и235

Данные библиотек приведены в Приложении 1.

В 2016 г. ПК ВЫБРОС-31 прошел аттестацию в Совете по аттестации ПС Ростехнадзора. Аттестационный паспорт приведен в Приложении 2, вопросы, касающиеся влияния методических подходов на дозовые функционалы, выявленные по результатам аттестации, приведены в Приложении 3.

3. ЗАПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ С НАИБОЛЬШИМ ПОВРЕЖДЕНИЕМ БАРЬЕРОВ БЕЗОПАСНОСТИ. ФОРМИРОВАНИЕ ИСТОЧНИКА ВЫБРОСА В ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

3.1 Теплогидравлические процессы в здании БиАЭС

Анализ аварии проводился в соответствии с рекомендациями [2,3].

Постулируется авария со следующим исходным событием (ИС): высвобождение положительной реактивности (самоход двух пар стержней АР) с наложенным событием -отказ системы АЗ на энергоблоке 4. Анализ наихудшего (и наименее вероятного) сценария развития этой запроектной аварии был опубликован в [42-43]. Уровень мощности перед наступлением исходного события аварии составлял 100%. Динамика мощности реактора в аварийном процессе отражена на рисунке 14. Оценка изменений мощности реактора выполнялась с использованием модели точечной кинетики, входящей в состав RELAP5\MOD3.2 [30,31].

Время, сек

Рисунок 14 - Динамика относительного изменения мощности реактора по отношению к номинальной

В течение 20 с, начиная с момента ИС, наблюдается монотонный рост мощности реактора с достижением максимального уровня 450 % (рисунок 14). Происходит повышение температуры топлива вследствие повышения энерговыделения в твэлах и развития кризиса теплообмена. Возникновение кризиса теплообмена совпадает с значительным повышением температуры твэлов и совпадает с выполнением условий повреждения внутренних (несущих давление теплоносителя) оболочек твэлов. К моменту достижения максимальной мощности возникают условия (900°С при проектном давлении в основном циркуляционном контуре (ОЦК) [4-6, 29]) для разгерметизации оболочек твэлов в 126 ТВС. Разгерметизация оболочек твэл приводит к истечению теплоносителя ОЦК в реакторное пространство (РП) и кладку

реактора (рисунок 15). Максимальное значение расхода истечения достигается к 42 секунде и составляет 1200 кг/с. Длительное истечение теплоносителя с таким расходом невозможно, поскольку масса теплоносителя в контуре не превышает 22 тонн.

Большой расход истечения теплоносителя в кладку приводит к росту давления в реакторном пространстве, в результате которого к 50 секунде происходит разрыв кожуха реактора. На начальном этапе после разрыва кожуха расход истечения пароводяной среды из реакторного пространства в монтажное пространство оказывается значительным, а его максимальное значение сопоставимо с расходом теплоносителя, истекающим из ОЦК. Значительные уровни расходов истечения приводят к быстрому уменьшению массы среды в объемах, из которых происходит истечение и уже через 70 секунд с начала аварии уровни расходов истечения теплоносителя оказываются весьма умеренными, и, соответственно, существенно сокращается вынос радиоактивных веществ из активной зоны во внешние области здания АЭС.

Время, с

Рисунок 15 - Расходы истечения в РП и через окна реакторного зала

Далее происходит поступление пароводяной среды из монтажного пространства в надреакторное пространство через кольцевой зазор между бетонным перекрытием и верхней плитой реактора (рисунок 16). Поступление вытекающей пароводяной среды из надреакторного пространства в центральный зал приводит здесь к повышению давления, нарушает нормальный воздухообмен, обеспечиваемый системами вентиляции, и приводит к разрушению окон центрального зала. На рисунке 16 приведена динамика расхода поступления пароводяной среды из надреакторного пространства в направлении центрального зала (ЦЗ).

о

о

га о.

100

50

0-

-шахта реактора + монтажное пространство

надреакторное пространство

200

400 600

Время, с

800

1000

Рисунок 16 - Основной поток радиоактивной среды в направлении центрального зала

0

Выход потока активированной пароводяной среды из надреакторного пространства в центральный зал (рисунок 17) происходит относительно равномерно примерно в течение 100 секунд процесса. Суммарная масса поступившего вещества составляет не более 10 % от массы, содержавшейся в контуре аварийного реактора, что в значительной мере обусловлено сохранившимся жидкофазным состоянием выброшенного теплоносителя и последовательно реализованными процессами сепарации по тракту к центральному залу. Наряду с этим имеют место иные значимые потери потока (ГПК, ЛМА, дренаж, вентиляция).

о

20

15

10

§ 5

га о.

0

-из надреакторного пространства

в реакторный зал

щшщт

200 400 600

Время, с

800

1000

Рисунок 17 - Поток пароводяной смеси из аварийного реактора в центральный зал

5

0

Время, с

Рисунок 18 - Расход пароводяной смеси через окна ЦЗ

3.2 Выход радиоактивных продуктов деления из поврежденных твэлов

Для оценки эффективности барьеров безопасности элементов твэла в 1990-94 гг в ФЭИ были выполнены 4 серии экспериментальных исследований по изучению выхода РПД из твэлов и открытой топливной композиции реакторов ЭГП-6 в условиях, имитирующих условия протекания тяжелых аварий (температура, составы газовой среды, в которой находится топливо) [4-6]. Основным мотивом проведения этих работ являлось отсутствие данных, характеризующих пределы разрушения наружных оболочек трубчатых твэлов с последующим выходом РПД, и данных по выходу РПД из открытой топливной композиции в различных средах. Необходимость в этих данных появилась в связи с требованиями проведения анализа безопасности для тяжелых запроектных авариий реакторов типа ЭГП. Заимствование из литературы [35-38] необходимых данных оказалось невозможно в силу уникальности используемого в ТВС реакторов ЭГП-6 твэла (трубчатый твэл с двумя стальными оболочками, кольцевой зазор между которыми заполнен дисперсной топливной композицией: крупка диоксида урана в магниевой матрице, матрица прочно сцеплена с оболочками [39-41]).

Перед экспериментальными исследованиями ставилось две задачи: - определение уровня температуры твэла, при котором нарушается герметичность наружной оболочки твэла (т.е. определение предела повреждения твэла, разгруженного от рабочего

- определение интенсивности выхода РПД из открытой топливной композиции в различных газовых средах (азот, водяной пар) в зависимости от температуры.

В результате исследований было установлено, что:

1. Прослеживается некоторая зависимость динамики выхода ИРГ целых твэл от выгорания топлива. При выгорании 31 МВт сут/кг урана начало выхода зафиксировано между 760 и 840°С, а существенное увеличение выхода происходит при температуре выше 1000°С. При выгорании 38,5 МВт сут/кг урана начало выхода также соответствует температуре 800°С, а возрастание выхода происходит уже при 900°С.

Эти результаты коррелируют с данными, полученными на предыдущих этапах исследований. Так в [5] при выгорании топлива 23 МВтсут/кг урана увеличение выхода зафиксировано при температуре ~1100°С, а в [6] при выгорании 31 МВтсут/кг урана - в районе 1000°С;

2. Суммарный выход из ИРГ из твэла в режиме динамического нагрева до 1150°С в азоте за шесть часов составляет 1,8% (в [6] для тех же условий получено 1,9-2%, а в режиме ступенчатого нагрева до 1100°С за девять часов - 4,5-5%;

3. Выход значительной доли (больше 75-80%) ИРГ из образцов за достаточно короткое время (~ час) в атмосфере аргона происходит при температуре более 1500°С, а в водяном паре -более 1400°С;

4. За пять - шесть часов образцы топливной композиции теряют в аргоне (1,0-1,5)% ИРГ при нагревании до 1100°С и 10% - при нагревании до 1350°С. За то же время в атмосфере водяного пара выход ИРГ составляет 7% при нагревании до 1100°С и 18-20% - нагревании до 1350°С.

Экспериментальные данные по выходу радионуклидов из топливной композиции твэлов БИЛАЭС в широком диапазоне температур для азотной и паровой среды представлены на рисунках 19 и 20.

Обобщение экспериментальных данных позволило авторам работы [5] построить консервативную модель расчета выхода РПД из твэлов РУ ЭГП-6 в ходе развития тяжелой аварии:

Рисунок 19 - Скорость выхода Кг-85 и Хе-133 в водяном паре и в аргоне

10 "

СО ф

с; о

4 10"5 го

ч §

_о ш

¡3 юЧ

о

О

^

О

10"' "

10

в паре

о^—О в азоте

400

-1-1-1-'-1-

800 1200 1600

-1

2000

Температура, о С

Рисунок 20 - Скорость выхода 1-131 и Cs-137 в водяном паре и азоте

10 ■=

1. При отсутствии избыточного давления в ОЦК герметичность оболочки твэла сохраняется до температур ниже 1100°С, но наблюдается появление "отпотеваний" магния на внешней оболочке твэла (при температуре выше 800°С), и имеет место диффузионный выход ИРГ. Температурная граница реализации заметного диффузионного выхода ИРГ зависит от выгорания топлива:

~ 900°С - при выгорании 40 МВтсут/кг урана;

~ 1000°С - при 30 МВтсут/кг урана и при температуре, близкой к 1100°С - при выгорании < 20 МВтсут/кг урана.

Суммарная величина диффузионного выхода ИРГ через оболочку после достижения соответствующей температуры во всех случаях составляет ~2%;

2. Разгерметизация (разрыв) внутренней трубки оболочки твэла происходит:

- для твэла, разгруженного от давления теплоносителя первого контура - при ~1100°С;

- для твэла при проектном давлении теплоносителя - при ~900°С.

Разрыв оболочки твэла происходит на участке твэла длиной ~100 мм, в области достижения температуры разгерметизации. Разрыв сопровождается залповым выходом летучих ПД. Консервативная оценка величины выхода РПД из поврежденного участка твэла: 0,5% йода, 0,07% цезия и 9% ИРГ;

3. При дальнейшем разогреве топлива выше 1100°С происходит постепенное увеличение скорости выхода основных РПД, которое можно описать в форме уравнения Аррениуса:

К=К,ехр(^/ЯТ),

где: К - скорость выхода, с-1;

Я - универсальная газовая постоянная; Т - температура топлива, °К. Константы Q и К0 получены путем обработки экспериментальных данных и представлены в таблице 3.1.

Таблица 3.1 - Константы выхода радионуклидов из топлива при разогреве

Нуклид Ко, с"1 Q, Дж/моль Среда Комментарий

I 0,30 5,09 -1017 187,7 -103 766,9-103 пар при 1100 <Т<1350°С при Т>1350°С

Cs 7,13-10-4 1,60 -1014 111,8 -103 649,5-103 пар при 1100<Т<1350°С при Т>1350°С

Кг, Хе 5,5-Ю1 242,0-103 пар при Т>1100°С

По консервативной оценке, основанной на результатах экспериментальных исследований [5-6], величины залпового выхода летучих РПД из поврежденного участка твэла на первой и второй стадиях разрушения оболочек твэлов составляет: 0,5% йода, 0,07% цезия и 9% ИРГ.

Процесс аварийного разрушения твэлов и выход радиоактивных продуктов деления (РПД) из поврежденного топлива при рассматриваемой аварии реактора ЭГП-6 [42, 43] основан на результатах данных экспериментальных исследований [4-6] и представляется в виде 3 последовательных этапов:

- Принимается разрушение внутренней несущей оболочки давлением среды ОЦК и затем внешней оболочки твэла во всех участках твэла, где локальная температура в процессе развития аварии достигает ~900°С. В момент разрыва оболочек из разрушенной части твэла происходит залповый выход инертных радиоактивных газов (ИРГ), изотопов йода и цезия из контактного материала топливной матрицы. Транспортной средой для дальнейшего выноса радиоактивных продуктов деления (РПД) из реакторного пространства (РП) на этом этапе является истекающий теплоноситель (пароводяная смесь).

- После прекращения истечения теплоносителя разрушение внешней оболочки в разгруженном от давления теплоносителя твэле может происходить только на тех его участках, где локальная температура топлива в процессе развития аварии достигает температуры кипения магния (~1100°С). Как и на предыдущем этапе, в момент разрыва оболочки в местах вскипания магния происходит залповый выхода ИРГ, изотопов йода и цезия из контактного материала топливной матрицы. Транспортная среда для направленного выноса радиоактивных продуктов из РП на этой стадии, как правило, отсутствует.

- В процессе дальнейшего развития аварии при увеличении температуры в разрушенных участках твэлов выше ~1100°С реализуется диффузионный выход продуктов деления из разогретой крупки топлива в соответствии с динамикой роста ее температуры. Транспортная среда для направленного выноса радиоактивных продуктов из РП на этой стадии также отсутствует.

3.3 Оценка масштабов повреждения топлива при аварии

На первом этапе аварии в течение 30 секунд с момента начала движения стержней АР происходит рост нейтронной мощности до ~ 450 % и давления в ОЦК до ~10,0 МПа. С 30-й по 65-ю секунды аварии происходят множественные разрывы оболочек твэлов, сопровождаемые истечением теплоносителя в графитовую кладку реактора. Полное осушение ОЦК

происходит к 100-й секунде аварии. Дальнейшее протекание аварии сопровождается медленным разогревом и последующим остыванием ТВС и графитовой кладки. Динамика изменения максимума температур ТВС и графитовой кладки приведена на рисунках 21 и 22.

Время, с

Рисунок 21 - Динамика изменения максимума температуры ТВС (°С) при запроектной аварии. Сплошная линия -температура твэла ТВС максимальной мощности, пунктирная линия - температура твэла ТВС средней мощностью

1200

л