Программный комплекс анализа дозиметрической обстановки при аварийных выбросах АЭС Украины
Приведено описание структуры и возможностей программного комплекса, используемого для оценки и прогнозирования последствий радиоактивных выбросов Ровенской АЭС. Комплекс включает современные модели расчета атмосферного распространения радиоактивного выброса, расчета доз внешнего и внутреннего облуче...
Gespeichert in:
| Datum: | 2009 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russian |
| Veröffentlicht: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2009
|
| Schlagworte: | |
| Online Zugang: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/7440 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Программный комплекс анализа дозиметрической обстановки при аварийных выбросах АЭС Украины / Ю.В. Бончук, Н.Н. Талерко, А.Г. Кузьменко // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2009. — Вип. 12. — С. 30-39. — Бібліогр.: 11 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
irk-123456789-7440 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
irk-123456789-74402010-03-31T12:01:46Z Программный комплекс анализа дозиметрической обстановки при аварийных выбросах АЭС Украины Бончук, Ю.В. Талерко, Н.Н. Кузьменко, А.Г. Проблеми безпеки атомних електростанцій Приведено описание структуры и возможностей программного комплекса, используемого для оценки и прогнозирования последствий радиоактивных выбросов Ровенской АЭС. Комплекс включает современные модели расчета атмосферного распространения радиоактивного выброса, расчета доз внешнего и внутреннего облучения, а также модуль оценки результатов введения экстренных и неотложных контрмер (согласно требованиям НРБУ-97). С помощью программного комплекса проведены расчеты последствий возможной запроектной аварии для населения в пределах зоны наблюдения Ровенской АЭС. Показано, что повышение оперативности применения йодной профилактики за счет использования результатов прогнозирования радиационной обстановки может обеспечить существенное снижение предотвращаемых доз облучения щитовидной железы населения. Наведено опис структури та можливостей програмного комплексу, що використовується для оцінки і прогнозування наслідків радіоактивних викидів Рівненської АЕС. Комплекс включає сучасні моделі розрахунку атмосферного розповсюдження радіоактивного викиду, розрахунку доз зовнішнього та внутрішнього опромінення, а також модуль оцінки результатів введення термінових і невідкладних контрзаходів (згідно з вимогами НРБУ-97). За допомогою програмного комплексу проведено розрахунки наслідків можливої запроектної аварії для населення в межах зони спостереження Рівненської АЕС. Показано, що підвищення оперативності застосування йодної профілактики за рахунок використання результатів прогнозування радіаційної обстановки може забезпечити істотне зниження доз, що відвертають опромінення щитовидної залози населення. Description of structure and possibilities of decision support system, which is used for an estimation and forecast of possible accidental releases of Rivne NPP is presented. It includes the modern atmospheric transport models, dose models of external and internal exposure, and also module of urgent and emergency countermeasures estimation (according to demands of NRBU-97). Using a decision support system, the calculations of consequences of possible beyond design basis accident are conducted for a population within the supervision area of Rivne NPP. It is shown that the increase of iodine prophylaxis efficiency due to decision support system using can provide the substantial reduction of the avertable doses to thyroid for members of the public. 2009 Article Программный комплекс анализа дозиметрической обстановки при аварийных выбросах АЭС Украины / Ю.В. Бончук, Н.Н. Талерко, А.Г. Кузьменко // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2009. — Вип. 12. — С. 30-39. — Бібліогр.: 11 назв. — рос. 1813-3584 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/7440 621.039.586: 614.876 ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Russian |
| topic |
Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| spellingShingle |
Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій Бончук, Ю.В. Талерко, Н.Н. Кузьменко, А.Г. Программный комплекс анализа дозиметрической обстановки при аварийных выбросах АЭС Украины |
| description |
Приведено описание структуры и возможностей программного комплекса, используемого для оценки и прогнозирования последствий радиоактивных выбросов Ровенской АЭС. Комплекс включает современные модели расчета атмосферного распространения радиоактивного выброса, расчета доз внешнего и внутреннего облучения, а также модуль оценки результатов введения экстренных и неотложных контрмер (согласно требованиям НРБУ-97). С помощью программного комплекса проведены расчеты последствий возможной запроектной аварии для населения в пределах зоны наблюдения Ровенской АЭС. Показано, что повышение оперативности применения йодной профилактики за счет использования результатов прогнозирования радиационной обстановки может обеспечить существенное снижение предотвращаемых доз облучения щитовидной железы населения. |
| format |
Article |
| author |
Бончук, Ю.В. Талерко, Н.Н. Кузьменко, А.Г. |
| author_facet |
Бончук, Ю.В. Талерко, Н.Н. Кузьменко, А.Г. |
| author_sort |
Бончук, Ю.В. |
| title |
Программный комплекс анализа дозиметрической обстановки при аварийных выбросах АЭС Украины |
| title_short |
Программный комплекс анализа дозиметрической обстановки при аварийных выбросах АЭС Украины |
| title_full |
Программный комплекс анализа дозиметрической обстановки при аварийных выбросах АЭС Украины |
| title_fullStr |
Программный комплекс анализа дозиметрической обстановки при аварийных выбросах АЭС Украины |
| title_full_unstemmed |
Программный комплекс анализа дозиметрической обстановки при аварийных выбросах АЭС Украины |
| title_sort |
программный комплекс анализа дозиметрической обстановки при аварийных выбросах аэс украины |
| publisher |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| publishDate |
2009 |
| topic_facet |
Проблеми безпеки атомних електростанцій |
| url |
http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/7440 |
| citation_txt |
Программный комплекс анализа дозиметрической обстановки при аварийных выбросах АЭС Украины / Ю.В. Бончук, Н.Н. Талерко, А.Г. Кузьменко // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2009. — Вип. 12. — С. 30-39. — Бібліогр.: 11 назв. — рос. |
| work_keys_str_mv |
AT bončukûv programmnyjkompleksanalizadozimetričeskojobstanovkipriavarijnyhvybrosahaésukrainy AT talerkonn programmnyjkompleksanalizadozimetričeskojobstanovkipriavarijnyhvybrosahaésukrainy AT kuzʹmenkoag programmnyjkompleksanalizadozimetričeskojobstanovkipriavarijnyhvybrosahaésukrainy |
| first_indexed |
2025-07-02T10:14:48Z |
| last_indexed |
2025-07-02T10:14:48Z |
| _version_ |
1836529786533445632 |
| fulltext |
30 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009
УДК 621.039.586: 614.876
ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС АНАЛИЗА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ ОБСТАНОВКИ
ПРИ АВАРИЙНЫХ ВЫБРОСАХ АЭС УКРАИНЫ
Ю. В. Бончук1, Н. Н. Талерко2, А. Г. Кузьменко2
1
Институт радиационной защиты АТН Украины, Киев
2
Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Киев
Приведено описание структуры и возможностей программного комплекса, используемого для
оценки и прогнозирования последствий радиоактивных выбросов Ровенской АЭС. Комплекс вклю-
чает современные модели расчета атмосферного распространения радиоактивного выброса, расчета
доз внешнего и внутреннего облучения, а также модуль оценки результатов введения экстренных и
неотложных контрмер (согласно требованиям НРБУ-97). С помощью программного комплекса про-
ведены расчеты последствий возможной запроектной аварии для населения в пределах зоны наблю-
дения Ровенской АЭС. Показано, что повышение оперативности применения йодной профилактики
за счет использования результатов прогнозирования радиационной обстановки может обеспечить
существенное снижение предотвращаемых доз облучения щитовидной железы населения.
Ключевые слова: аварийный выброс, прогнозируемые дозы, предотвращаемые дозы, под-
держка принятия решений, контрмеры.
Введение
В последние два десятилетия значительное внимание уделяется созданию и развитию
компьютерных систем, предназначенных для оценки и прогнозирования последствий радиа-
ционных аварий на объектах атомной энергетики, анализу их воздействия на персонал
атомных электростанций (АЭС), население и окружающую среду. Такая работа выполняется
в нескольких направлениях:
1) развитие и усовершенствование математических методов расчета распространения
радионуклидов в различных средах, моделей для оценки дозовых нагрузок, а также их
верификация на имеющихся данных экспериментов и натурных наблюдений;
2) объединение указанных методов и моделей в единый расчетный комплекс, при-
вязанный к условиям конкретных объектов потенциальной угрозы для человека и окружа-
ющей среды;
3) организация баз данных о состоянии природной среды, параметров миграции
загрязняющих веществ, картографических данных и т.п., которые содержат входную инфор-
мацию для моделей;
4) создание на этой основе систем прогнозирования, работающих в режиме реального
времени, связанных с системами сбора и обработки данных радиационного и метеороло-
гического мониторинга и предназначенных для поддержки принятия решений при радиа-
ционных авариях.
К настоящему времени достигнут существенный прогресс в создании экспертных
компьютерных систем различного уровня сложности, которые различаются как выбором
пространственных и временных масштабов описания влияния последствий выбросов АЭС,
так и подходами к физико-математической параметризации различных процессов, определя-
ющих степень опасности таких выбросов. Наиболее известными из них являются: RODOS
(общеевропейская система), RECASS и NOSTRADAMUS (Россия), ARGOS (Дания,
Швеция), JSPEEDI (Япония), NARAC (США).
В ГП НАЭК «Энергоатом» в 2007 г. принята концепция создания компьютерной сис-
темы поддержки принятия решений (СППР) в случае радиационной аварии на АЭС, согласно
которой СППР должна иметь двухуровневую структуру и состоять из двух подсистем:
объектовая (станционная) подсистема, размещенная на каждой АЭС Украины;
центральная подсистема, размещенная в Кризисном центре ГП НАЭК «Энергоатом».
ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС АНАЛИЗА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ ОБСТАНОВКИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009 31
Основным элементом СППР является станционная подсистема, которая в опера-
тивном режиме должна выполнять задачи по поддержке принятий решений на ранней фазе
аварии в полном объеме, определенном требованиями Типового аварийного плана АЭС
Украины.
В настоящее время на АЭС Украины эксплуатируются различные системы стан-
ционного уровня, разработанные разными авторами и в разное время. Наиболее современ-
ным (и соответствующим требованиям НРБУ-97) из них является комплекс оперативного
анализа дозиметрической обстановки при радиационных авариях на АЭС Украины (КАДО),
созданный Институтом радиационной защиты Академии технологических наук Украины
(Киев) и использующийся на Ровенской АЭС (РАЭС) с 2003 г. Статья посвящена краткому
описанию его возможностей и перспектив его дальнейшего усовершенствования.
Общая структура КАДО
Комплекс оперативного анализа дозиметрической обстановки предназначен для
расчета последствий газоаэрозольных выбросов из АЭС в пределах ее зоны наблюдения на
ранней стадии аварии. Он включает основные модули:
модуль расчета атмосферного переноса и выпадений на поверхность почвы;
модуль расчета доз внешнего облучения от радиоактивного облака;
модуль расчета доз внешнего облучения от выпадений на поверхность почвы;
модуль расчета доз внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления;
модуль расчета доз внутреннего облучения за счет перорального поступления при
потреблении загрязненных продуктов питания (пилотный);
модуль контрмер.
Рис. 1. Основное окно КАДО и фрагмент окна сводных результатов расчетов.
Ю. В. БОНЧУК, Н. Н. ТАЛЕРКО, А. Г. КУЗЬМЕНКО
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009
32
На рис. 1 представлен внешний вид основного окна КАДО, а также фрагмент одного
из вспомогательных окон со сводными результатами расчетов по дозам и контрмерам для
населенных пунктов зоны наблюдения АЭС.
Модуль атмосферного переноса
Модуль рассчитывает поля объемных удельных активностей радионуклидов в при-
земном слое воздуха и поверхностных удельных активностей радионуклидов в выпадениях
на поверхность почвы. В его основу положена нестационарная модель атмосферного пере-
носа примесей, предназначенная для расчета последствий возможных аварийных выбросов
на расстояниях до 30 км. В отличие от стандартной гауссовой модели рассеяния примесей в
атмосфере [1, 2] нестационарная модель атмосферного переноса может применяться в ситуа-
циях, характеризующихся быстро меняющейся динамикой выброса, а также в условиях,
изменяющихся в течение периода переноса примеси метеорологических полей (в первую
очередь скорости и направления ветра). Длительный нестационарный выброс радионуклидов
из источника моделируется последовательностью дискретных выбросов («клубов», англ.
“puffs”), испускаемых из источника через некоторые (достаточно малые) промежутки
времени. Подробное изложение модели, применяющейся в КАДО для расчетов значений
объемной удельной активности радионуклида в воздухе, приведено в [3]. Такой подход
позволяет несколько расширить диапазон применимости модели по расстояниям переноса (в
пределах зоны наблюдения АЭС) по сравнению с обычной гауссовой моделью, которая
(согласно рекомендациям МАГАТЭ [1]) рекомендована для использования только на рас-
стояниях до 10 км от источника. Обсуждение особенностей и ограничений для применимо-
сти указанных моделей приведено в [4].
Модуль расчета доз внешнего облучения
Модуль рассчитывает эффективные дозы и эквивалентные дозы в органах (тканях),
формируемые внешним облучением от радионуклидов в облаке выброса и радионуклидов,
выпавших на поверхность почвы.
Модуль содержит две модели для расчета дозы внешнего облучения от радио-
нуклидов в облаке выброса:
а) модель полубесконечного пространственно однородного источника [2];
б) интегральную модель радиоактивного облака [3].
На малых расстояниях от источника выброса в атмосферу в условиях высоких
пространственных градиентов активности радионуклида модель однородного полубесконеч-
ного источника может приводить к большим погрешностям в оценке мощности дозы внеш-
него облучения от радиоактивного облака. Поэтому в КАДО интегральная модель применя-
ется в условиях существенно неоднородных и быстроменяющихся полей активности радио-
нуклидов в приземном слое атмосферы. Модель позволяет существенно уточнить оценку
дозы, в особенности на расстояниях, сравнимых с высотой источника выброса.
Расчет эффективной дозы внешнего облучения от выпадений на поверхность почвы
основан на модели источника, равномерно распределенного на бесконечной плоскости.
Значения мощностей доз внешнего облучения на единицу поверхностной удельной активно-
сти радионуклидов на почве задаются согласно [5].
Модуль расчета доз внутреннего облучения
Модуль рассчитывает эффективные дозы и эквивалентные дозы в органах (тканях),
формируемые внутренним облучением радионуклидов. Расчет выполняется для каждого
радионуклида, входящего в состав выброса, а также их дочерних радионуклидов, образую-
щихся в процессе радиоактивного распада.
ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС АНАЛИЗА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ ОБСТАНОВКИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009 33
Ингаляционное поступление. Прогнозируемая эффективная доза (для референтного
возраста τ), сформированная ингаляционным поступлением i-го радионуклида к моменту
времени t, рассчитывается следующим образом:
( ) ( )∫
•
=
t
inhal
i
inhal
i dEtE
0
,, θθττ .
(1)
Мощность дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления
( ( )
, θτ
inhal
iE
•
, мЗв·час-1) определяется по формуле
( ) ( ) inhal
iiV
inhal
i gyxAE ,, , ,0,, ττ θθ
••
= ,
(2)
где ( )θ,0,,, yxA iV – объемная удельная активность i-го радионуклида в приземном слое
воздухе в момент времени θ (Бк·м-3) для населенного пункта с координатами (x, y); inhal
ig ,τ
•
–
мощность эффективной дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления
для референтного возраста τ на единицу объемной удельной активности i-го радионуклида в
воздухе, мЗв·Бк-1·м3·ч-1.
Расчет значений inhal
ig ,τ
•
выполняется по биокинетическим и дозиметрическим моделям
Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ). Эти значения предвари-
тельно рассчитаны с помощью программного обеспечения IDSS (Internal Dosimetry Support
System), разработанного Научно-исследовательским институтом радиационной защиты
АТН Украины [6]. Рассчитанные коэффициенты хранятся во внутренней базе данных,
которая содержит данные более чем по 700 радионуклидам (для шести референтных возра-
стов). IDSS показал хорошее соответствие результатов собственных расчетов со значениями
доз на единицу поступления, опубликованными МКРЗ. Расчет эквивалентных доз в органах
(тканях) выполняется аналогично расчету эффективных доз. Для этого используются соот-
ветствующие значения inhal
ig ,τ
•
, также хранящиеся в базе данных КАДО.
Пероральное поступление. Модуль расчета доз внутреннего облучения, формируемых
пероральным поступлением, является пилотным (находится в стадии разработки и тестиро-
вания) и не включен в состав КАДО, эксплуатирующегося в настоящее время на АЭС РАЭС.
В этом модуле прогнозируемая эффективная доза, сформированная пероральным поступле-
нием i-го радионуклида к моменту времени t, рассчитывается как
( ) ( )∑
Θ
Θ= ingest
i
ingest
i EtE ,, ττ ,
(3)
где ( )Θingest
iE ,τ – прогнозируемая эффективная доза для референтного возраста τ, сформиро-
ванная пероральным поступлением i-го радионуклида за календарную дату Θ.
Суммирование в формуле выполняется по всем календарным датам с начала аварий-
ного выброса до даты, соответствующей времени t. Эффективная доза внутреннего облуче-
ния за календарную дату Θ определяется по формуле
( ) ( ) ingest
i
ingest
i
ingest
i eIE ,,, τττ ⋅Θ=Θ ,
(4)
где ( )Θingest
iI ,τ – пероральное поступление i-го радионуклида за календарную дату Θ для
референтного возраста τ, Бк; ingest
ie ,τ – эффективная доза внутреннего облучения для референт-
ного возраста τ на единицу перорального поступления i-го радионуклида, Зв·Бк-1.
В основу оценки перорального поступления, выполняемого модулем, положена
модель ECOSYS [7], при этом в модели используются характерные для Украины уровни
потребления продуктов питания. Для расчетов доз используются наборы предварительно
рассчитанных посуточных поступлений (для референтных возрастов), сформированных
Ю. В. БОНЧУК, Н. Н. ТАЛЕРКО, А. Г. КУЗЬМЕНКО
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009
34
выпадениями в каждый отдельный день года, а также (как и для ингаляционного поступ-
ления) база данных доз на единицу поступления, созданная с помощью IDSS [6].
Модуль контрмер
Нормами радиационной безопасности Украины (НРБУ-97) [8] установлены критерии
для экстренных и неотложных контрмер, определенные в следующем виде:
для экстренных контрмер - поглощенные дозы в органах (тканях) в течение первых
двух суток;
для неотложных контрмер - дозы во всем теле, щитовидной железе (ЩЖ) и коже,
предотвращенные за счет применения контрмеры в течение первых двух недель.
Критерии экстренных контрмер установлены в виде прогнозируемых доз, поэтому для
определения их оправданности выполняется прямое сравнение рассчитанных доз со значени-
ями критериев. Для определения оправданности неотложных контрмер (эвакуация, укрытие,
ограничение пребывания на открытом воздухе, йодная профилактика) необходимо рас-
считать дозы, предотвращаемые за 14 сут для референтного возраста τ (Ecm,τ). Схема расчета
предотвращаемых доз изложена ниже на примере эффективных доз.
Для внешнего облучения и внутреннего облучения за счет ингаляционного поступле-
ния эффективная доза, предотвращаемая к моменту времени t (для i-го радионуклида),
рассчитывается следующим образом:
( ) ( ) ( )∫
•
−=
t
p
ip
icm
p
icm dE
k
tE
0
,
,,
,,
1
1 θθ
θ τ
τ
τ , (5)
где p
icmk ,,τ – функция понижения эффективной дозы для референтного возраста τ от i-го
радионуклида за счет p-го пути дозообразования при применении контрмер (для любого θ
( ) 1,, ≥θτ
p
icmk ; при неприменении (либо отсутствии эффективности) контрмер ( ) 1,, ≡θτ
p
icmk );
( )θτ
,
p
iE
•
– мощность эффективной дозы облучения, формируемая в момент времени θ i-м
радионуклидом за счет p-го пути дозообразования.
Для перорального пути поступления эффективная доза для референтного возраста τ,
предотвращаемая к моменту времени t, определяется по формуле
( ) ( ) ( )∑
Θ
Θ
Θ
−= ingest
iingest
icm
ingest
icm E
k
tE ,
,,
,,
1
1 τ
τ
τ ,
(6)
где ingest
icmk ,,τ – коэффициент уменьшения эффективной дозы от перорального поступления i-го
радионуклида за календарную дату Θ при применении контрмер; ( )Θingest
iE ,τ – прогнозируемая
эффективная доза облучения, сформированная пероральным поступлением i-го радионук-
лида за календарную дату Θ.
Следует также обратить внимание на понятие режима поведения, для которого в [9]
указываются следующие численные характеристики: для жителей сел – 0,29, пгт – 0,2 и
городов – 0,13. Учет режима поведения в несколько раз (от 3,4 до 7,7) снижает оцениваемую
дозу внешнего облучения за счет выпадений на поверхность почвы. В некотором смысле
режим поведения также может считаться “пассивной” контрмерой.
Для расчетов предотвращаемых доз в КАДО используются графики применения
контрмер, позволяющие задать их начало, продолжительность и эффективность (коэффи-
циент уменьшения дозы для каждого пути формирования дозы). Поскольку контрмеры могут
быть применены с некоторой задержкой, их применение не может предотвратить прогнози-
руемую дозу полностью, а только уменьшить ее (иногда существенно). Поэтому некоторые
контрмеры для населенных пунктов могут оказаться неоправданными, несмотря на
значительные дозы облучения населения при аварии.
ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС АНАЛИЗА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ ОБСТАНОВКИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009 35
Вспомогательные модули
К вспомогательным модулям КАДО относятся: модуль данных о радионуклидах,
информационно-справочный модуль, геоинформационный модуль.
Модуль данных о радионуклидах содержит подробные радионуклидные данные
(постоянные радиоактивного распада, цепи распадов, спектральные характеристики), необ-
ходимые для выполнения расчетов радиационной и дозиметрической обстановки.
Информационно-справочный модуль выполняет отображение данных (хранящихся в
модуле данных о радионуклидах), а также содержит значения допустимых уровней поступ-
ления и концентрации для радионуклидов, приведенных в НРБУ-97 [8].
Геоинформационный модуль содержит картографическую информацию по Ровенской
и Волынской областям в радиусе 50 км от РАЭС и включает основные картографические
слои (границы областей и районов, рельеф местности, растительность, водные объекты,
населенные пункты, автомобильные и железные дороги).
Применение КАДО для оценок последствий аварийных выбросов
Ниже рассмотрено применение КАДО для анализа последствий запроектной аварии
(ЗПА) на блоке ВВЭР-1000 РАЭС (незакрытие арматуры вентиляционных систем Ду 400)
[10], демонстрирующее возможности КАДО по поддержке принятия решений по контр-
мерам. Для упрощения анализа продолжительность выброса ограничена двумя часами,
состав выброса указан в табл. 1.
Таблица 1. Состав выброса радионуклидов при ЗПА на блоке ВВЭР-1000
Радионуклиды
Выброс радионуклидов, ТБк
0 - 1 ч 1 - 2 ч
Инертные
радиоактивные
газы
85mKr 1000 200
87Kr 2400 200
88Kr 3700 700
133Xe 19000 2000
135Xe 1100 200
Молекулярный
йод
131I 810 40
132I 560 30
133I 560 –
134I 410 –
135I 370 40
Органические
соединения йода
(СН3I)
131I 96 14
132I 63 7
133I 67 7
134I 37 4
135I 44 4
Цезий
134Cs 25 –
137Cs 13 –
Расчеты выполнены для следующих метеорологических характеристик: категория
устойчивости атмосферы – E, скорость ветра – 2 м·с-1, направление ветра – на г. Кузнецовск.
Расчеты проведены для двух вариантов эффективной высоты выброса: 40 м (соответству-
ющей истечению радиоактивности из-под защитной оболочки) и 120 м (выброс из трубы
блока). В расчетах не учтено пероральное поступление радионуклидов с загрязненными
продуктами питания. Эта компонента весьма существенна для формирования дозы, однако
она является более отложенной во времени, чем другие пути. В настоящей же работе основ-
ной акцент сделан на рассмотрении нескольких первых часов после выброса.
Результаты выполненных расчетов (в виде прогнозируемых доз облучения жителей
различных населенных пунктов) приведены в табл. 2. Поскольку критерии введения экстрен-
Ю. В. БОНЧУК, Н. Н. ТАЛЕРКО, А. Г. КУЗЬМЕНКО
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009
36
ных контрмер не достигнуты, а для критериев введения неотложных контрмер превышены
только нижние границы оправданности, установленные для дозы на кожу, то в таблице 2
приведены только значения доз на все тело и ЩЖ. В колонках “Дети” приведены значения
доз, являющиеся максимальными среди всех референтных возрастов, кроме референтного
возраста «Взрослый». Режим поведения в табл. 2 не учтен.
Таблица 2. Прогнозируемые дозы облучения жителей различных населенных пунктов
зоны наблюдения РАЭС (с указанием расстояния до РАЭС)
Высота
выброса
Орган/
ткань
Время
Дети Взр. Дети Взр. Дети Взр. Дети Взр. Дети Взр.
Кузнецовск Березина Серхив Городок Колодии
2,9 км 18,6 км 24,9 км 28,5 км 7,1 км
40 м
Все тело,
мЗв
Шлейф* 56 32 4,7 2,7 3,4 1,9 2,0 1,1 0,8 0,5
2 сут 65 41 5,3 3,3 3,8 2,3 2,2 1,4 1,0 0,6
14 сут 81 57 6,5 4,5 4,7 3,2 2,7 1,9 1,2 0,8
ЩЖ, мГр
Шлейф* 1000 510 84 43 61 31 36 18 15 7,5
2 сут 1010 520 85 43,4 62 32 36 19 15 7,6
14 сут 1030 530 86 45 63 33 37 19 15 7,9
120 м
Все тело,
мЗв
Шлейф* 37 21 5,8 3,3 4,2 2,4 2,4 1,4 0,9 0,5
2 сут 43 27 6,6 4,1 4,7 2,9 2,7 1,7 1,0 0,6
14 сут 54 38 8,3 5,8 5,9 4,1 3,4 2,4 1,3 0,9
ЩЖ, мГр
Шлейф* 670 340 110 54 77 39 45 23 16 8,2
2 сут 670 340 110 55 78 40 45 23 16 8,3
14 сут 680 350 110 57 79 41 46 24 17 8,6
*Указаны дозы, получаемые за время прохождения шлейфа выброса через населенный пункт.
Основным дозообразующим фактором является ингаляционное поступление радио-
нуклидов йода. Его вклад в суммарную эффективную дозу (для населения Кузнецовска)
составляет от 80 (для высоты выброса 40 м) до 82 % (для 120 м). Из них около 70 % прихо-
дится на 131I и до 8 % – на 133I. Следующим по важности является внешнее облучение,
формируемое инертными радиоактивными газами. Его вклад составляет от 9 % (для высоты
выброса 120 м) до 11 % (для 40 м) от суммарной дозы (большая часть которой приходится на
88Kr). Вклад других путей формирования дозы существенно меньше: около 4 % дает внешнее
облучение от радионуклидов, выпавших на поверхность почвы, и около 2 % – ингаляционное
поступление радионуклидов цезия.
Вышеуказанные пропорции относятся к продолжительности облучения за время
полного прохождения шлейфа выброса. При рассмотрении более длительных временных
интервалов (2 и 14 сут), для которых установлены контрмеры, можно наблюдать рост доли
внешнего облучения от радионуклидов, выпавших на поверхность почвы. Как следует из
табл. 2, приращение может достигать 30 % за 2 сут и 80 % за 14 сут (для эффективной дозы).
Однако для таких временных интервалов уже следует учесть режим поведения, применение
которого понизит прирост доз как минимум в три раза. С другой стороны, оценка доз может
существенно возрасти при учете перорального пути поступления.
Что же касается доз в ЩЖ, то, очевидно, что они практически полностью (~99 %)
формируются за счет ингаляционного поступления радионуклидов йода (~85 % 131I, ~12 %
133I) и почти не увеличиваются после прохождения шлейфа выброса.
Согласно табл. 2, для населения Кузнецовска могут быть превышены уровни безусло-
вной оправданности для ограничения пребывания на открытом воздухе (для обеих высот
выброса). Для йодной профилактики уровни безусловной оправданности для детей могут
быть превышены для обеих высот выброса, а для взрослых – для высоты выброса 40 м (для
высоты выброса 120 м для взрослых могут быть превышены только нижние границы
оправданности). Превышение уровней для неотложных контрмер намеренно упоминается в
виде возможности, но не обязательности, так как для оправданности их введения требуется
обосновать превышение предотвращаемых, а не прогнозируемых доз.
ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС АНАЛИЗА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ ОБСТАНОВКИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009 37
Ниже рассмотрены вопросы зависимости предотвращаемых доз от оперативности
введения контрмер. Поскольку такая зависимость для ограничения пребывания на открытом
воздухе более очевидна, то основное внимание уделено йодной профилактике.
Зависимость эффективности йодной профилактики от времени приема препаратов
стабильного йода после поступления радионуклида принята в соответствии с [11]. Резуль-
таты расчетов предотвращаемых доз приведены в табл. 3.
Таблица 3. Зависимость предотвращаемых доз от начала йодной профилактики
Высота
выброса
Возраст Орган/ткань
Прогнозиру-
емые дозы
Предотвращаемая доза
(в зависимости от времени введения йодной
профилактики после начала выброса)
1 ч 2 ч 3 ч 4 ч 5 ч
40 м
Дети
Все тело, мЗв 56 47 45 37 27 24
ЩЖ, мГр 1000 940 880 740 530 480
Взрослые
Все тело, мЗв 32 24 23 19 14 12
ЩЖ, мГр 510 470 440 370 270 240
120 м
Дети
Все тело, мЗв 37 32 30 25 18 16
ЩЖ, мГр 670 630 590 490 350 320
Взрослые
Все тело, мЗв 21 16 15 13 9,1 8,1
ЩЖ, мГр 340 320 300 250 180 160
Результаты, приведенные в табл. 3, демонстрируют существенное снижение предот-
вращаемых доз (для ЩЖ) при увеличении временной задержки введения йодной профилак-
тики. Хотя для рассматриваемого сценария выброса оправданность ее введения сохраняется
даже спустя 5 ч после начала аварии, доля дозы, которая может быть предотвращена,
уменьшается (в сравнении с 1 ч) почти вдвое (с 9 до 48 %). Величина дозы, которая не будет
предотвращена при позднем введении контрмеры, соответственно превысит половину про-
гнозируемой дозы на ЩЖ. В этом смысле показательной является и величина непредотвра-
щенной эффективной дозы (получаемой населением), которая может даже превысить предел
дозы, установленный для персонала (категории А). Приведенный пример свидетельствует о
необходимости как можно более раннего введения йодной профилактики в случае возникно-
вения рассмотренной запроектной аварии.
Заключение
КАДО установлен на РАЭС для поддержки принятия решений в случае аварийных
выбросов на РАЭС. КАДО эксплуатируется с 2003 г. и получил высокую оценку экспертов
Международного агентства по атомной энергии во время миссии OSART (Operational Safety
Review Team) и экспертов трех миссий ВАО АЭС (Всемирной ассоциации организаций,
эксплуатирующих атомные электростанции). Последние комплексные аварийные учения, на
которых успешно использовался КАДО, были проведены ГП НАЭК «Энергоатом» в сен-
тябре 2008 г.
В будущем планируется дальнейшее развитие и усовершенствование КАДО:
1. Формирование банка сценариев выбросов в атмосферу при различных авариях на
АЭС с реакторами ВВЭР.
2. Развитие и усовершенствование блока атмосферного переноса с целью учета
физико-географических особенностей района расположения АЭС (сложный рельеф, наличие
крупных водоемов и неоднородностей подстилающей поверхности).
3. Включение перорального пути поступления радионуклидов в организм человека в
блок расчета доз облучения.
4. Автоматизированный ввод текущей метеорологической информации с целью
эксплуатации системы в режиме реального времени.
Ю. В. БОНЧУК, Н. Н. ТАЛЕРКО, А. Г. КУЗЬМЕНКО
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009
38
5. Возможность ассимилировать данные радиационного мониторинга в зоне наблюде-
ния АЭС для оперативного уточнения характеристик радиоактивного загрязнения местности
и уточнения параметров источника выброса (решение обратной задачи атмосферного пере-
носа и дозиметрии).
С учетом вышеизложенных перспектив расширения функциональности ГП НАЭК
«Энергоатом» планирует распространение КАДО на все действующие АЭС Украины.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Atmospheric Dispersion in Nuclear Power Plant Siting: A Safety Guide, IAEA Safety series No. 50-
SG-S3. - Vienna: IAEA, 1980. – 108 p.
2. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере: Справочник. - М.: Энергоатом-
издат, 1986. – 224 с.
3. Талерко Н.Н. Комплекс моделей для оценки последствий атмосферных выбросов из АЭС в
условиях неоднородных и нестационарных полей активности радионуклидов в воздухе //
Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. – 2005. – Вип. 2. – С. 8 - 16.
4. Талерко Н.Н. Физические особенности и ограничения моделей атмосферного переноса радио-
нуклидов для разных пространственно-временных масштабов // Там же. – 2009. – Вип. 11. –
С. 57 - 62.
5. Eckerman K.F., Leggett R.W. DCFPAK: Dose coefficient data file package for Sandia National
Laboratory, Oak Ridge National Laboratory Report ORNL/TM-13347. - Oak Ridge National Labo-
ratory, Oak Ridge, TN, 1996.
6. Berkovski V., Likhtarev I., Ratia G., Bonchuk Y. Internal Dosimetry Support System: Multipurpose
Research Computer Code // Radiat. Prot. Dosim. – 1998. – Vol. 79. - P. 371 – 374.
7. Muller H., Prohl G. ECOSYS-87: A dynamic model for the assessment of the radiological
consequences of nuclear accidents // Health Phys. – 1993. - Vol. 64. – P. 232 – 252.
8. Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97). Державні гігієнічні нормативи. – К., 1997. –
191 с.
9. Likhtariov I., Kovgan L., Novak D. et al. Effective doses due to external irradiation from the
Chernobyl accident for different population groups of Ukraine // Health Phys. - 1996. Vol. 70(1). –
P. 87 - 98.
10. Отчет по анализу безопасности. Техническое обоснование безопасности. Блок № 5. Запорож-
ская АЭС. № 21.5.70.ОБ.05.04. Глава 4 «Анализ безопасности АЭС» / Национальная атомная
энергогенерирующая компания “Энергоатом”. – К., 1999.
11. Пристер Б.С., Алексахин Р.М., Бебешко В.Г. и др. Чернобыльская катастрофа: эффективность
мер защиты населения, опыт международного сотрудничества. – К., Украинское ядерное обще-
ство, 2007. – 64 с.
ПРОГРАМНИЙ КОМПЛЕКС АНАЛІЗУ ДОЗИМЕТРИЧНОГО СТАНУ
ПРИ АВАРІЙНИХ ВИКИДАХ АЕС УКРАЇНИ
Ю. В. Бончук, М. М. Талерко, Г. Г. Кузьменко
Наведено опис структури та можливостей програмного комплексу, що використовується для
оцінки і прогнозування наслідків радіоактивних викидів Рівненської АЕС. Комплекс включає сучасні
моделі розрахунку атмосферного розповсюдження радіоактивного викиду, розрахунку доз зовніш-
нього та внутрішнього опромінення, а також модуль оцінки результатів введення термінових і невід-
кладних контрзаходів (згідно з вимогами НРБУ-97). За допомогою програмного комплексу проведено
розрахунки наслідків можливої запроектної аварії для населення в межах зони спостереження
Рівненської АЕС. Показано, що підвищення оперативності застосування йодної профілактики за
рахунок використання результатів прогнозування радіаційної обстановки може забезпечити істотне
зниження доз, що відвертають опромінення щитовидної залози населення.
Ключові слова: аварійний викид, прогнозовані дози, дози, що відвертаються, підтримка прий-
няття рішень, контрзаходи.
ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС АНАЛИЗА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ ОБСТАНОВКИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 12 2009 39
SOFTWARE SYSTEM FOR ANALYSIS OF DOSIMETRIC SITUATION AFTER EMERGENCY
ATMOSPHERIC RELEASE OF NPP IN UKRAINE
Iu. V. Bonchuk, М. М. Talerko, G. G. Kuzmenko
Description of structure and possibilities of decision support system, which is used for an estimation
and forecast of possible accidental releases of Rivne NPP is presented. It includes the modern atmospheric
transport models, dose models of external and internal exposure, and also module of urgent and emergency
countermeasures estimation (according to demands of NRBU-97). Using a decision support system, the
calculations of consequences of possible beyond design basis accident are conducted for a population within
the supervision area of Rivne NPP. It is shown that the increase of iodine prophylaxis efficiency due to
decision support system using can provide the substantial reduction of the avertable doses to thyroid for
members of the public.
Keywords: emergency release, predicted doses, avertable doses, decision support, countermeasures.
Поступила в редакцию 30.06.09
|