Medical Radiology and radiation safety

Медицинская радиология и радиационная безопасность

1024-6177 2618-9615

23937

10.12737/article_5c0c15499e8d84.42337847

Радиационная безопасность

Radiation safety

Радиационная безопасность

Methodical Apparatus for the Development of Typical Scenarios of Beyond Design Basis Accidents with VVER Reactors in the Planning and Implementation of Protective Measures for the Population

Методический аппарат для разработки типовых сценариев развития запроектных аварий на АЭС с реакторами ВВЭР при планировании и проведении защитных мероприятий для населения

Галушкин

Б. А.

Galushkin

B. A.

докторант технических наук;

doctoral candidate of technical sciences;

Горбунов

С. В.

Gorbunov

S. V.

доктор технических наук;

doctor of technical sciences;

Клочков

В. Н.

Klochkov

V. N.

доктор технических наук;

doctor of technical sciences;

Рубцов

В. И.

Rubcov

V. I.

доктор технических наук;

doctor of technical sciences;

Молоканов

А. А.

Molokanov

A. A.

кандидат технических наук;

candidate of technical sciences;

Федеральный медицинский биофизический центр им. А.И.Бурназяна ФМБА России Москва Россия A.I. Burnasyan Federal Medical Biophysical Center (FMBC) FMBA Moscow Russian Federation

ВНИИ по проблемам гражданской обороны и чрезвычайных ситуаций МЧС России (Федеральный центр науки и высоких технологий) Москва Россия All-Russian Research Institute of Ministry of Russian Federation for Civil Defense, Emergency and Elimi¬nation of Consequences of Natural Disasters Moscow Russian Federation

63 6 27 33

https://zh-szf.ru/en/nauka/article/23937/view

Цель: Разработать простой методический аппарат для построения типовых сценариев развития запроектных аварий и оценки выбросов радиоактивных веществ на АЭС с реакторами ВВЭР при планировании и проведении защитных мероприятий для населения. Материал и методы: Для построения типовых сценариев и модели выброса радионуклидов в окружающую среду в случае аварии использовались литературные экспериментальные данные по выходам радиоактивных веществ из топлива при его нагреве и плавлении, разрушении оболочек твэлов, использовании технических средств улавливания радиоактивных веществ в защитной оболочке реактора (сплинклерная система) и особенности поведения их поведения в защитной оболочке (осаждение, сорбция и др.). Результаты: Разработан математический аппарат для количественной оценки величины выбросов радиоактивных веществ на АЭС с реакторами ВВЭР в зависимости от времени для дозообразующих радионуклидов при мгновенном разрыве охлаждающих трубопроводов при наличии отказа систем безопасности АЭС. Величина выброса каждой детерминированной аварии соответствует уровню 4–7 шкалы INES. Выход радионуклидов в окружающую среду вычислялись при следующих физико-химических процессах: нагревание и плавление топлива, разгерметизация оболочек твэлов, поведение радионуклидов в защитной оболочке (осаждение и др.), работа технических средств обеспечения радиационной безопасности и конструктивные неплотности сооружения. В качестве примера приведена оценка выброса радионуклидов в окружающую среду в зависимости от времени для 5-го уровня аварии шкалы INES. Заключение: Методический аппарат может использоваться при построении типовых сценариев развития запроектных аварий и оценки выбросов радиоактивных веществ на АЭС с реакторами ВВЭР при планировании и проведении защитных мероприятий для населения и проведении аварийных учений и тренировок.

To develop a simple methodological apparatus for constructing typical scenarios of accidents and estimate of emissions of radioactive substances from nuclear power plants with VVER reactors in the planning and implementation of protective measures for the population.Material and methods_ To build the model of release of radionuclides into the environment in case of an accident used literary experimental data of outputs of the radioactive substances from the fuel when it is heating and melting, the destruction of the fuel rod cladding, the use of technical means retention of radioactive substances in the containment of the reactor and their behaviour in the containment (sedimentation, sorption, etc.).Results_ Mathematical apparatus has been developed to quantify the magnitude of emissions of radioactive substances at nuclear power plants with VVER reactors depending on the time for dose-forming radionuclides in the instantaneous rupture of cooling pipelines in the presence of additional failure of NPP safety systems. The amount of emission of each deterministic of an accident correspond to the level 4 to 7 of the INES scale. Radionuclide release into the environment was calculated in the following physical and chemical processes_ heating and melting of fuel, depressurization of fuel rod claddings, peculiarities of the behavior of radionuclides in the containment shell (deposition, etc.) and operation of technical means to ensure radiation safety, structural leakages of the buildings. As an example, the assessment of the release of radionuclides into the environment depending on the time for level 5 of the INES accident scale is given. Conclusion_ Methodical apparatus can be used in the construction of typical scenarios for the development of basis accidents and assessment of radioactive emissions at nuclear power plants with VVER reactors in the planning and implementation of protective measures for the population and emergency exercises and training_

запроектные аварии радионуклиды реакторы ВВЭР сценарии твэлы температура плавление выброс

radiation accidents radionuclides VVER reactors scenarios nuclear fuel element temperature melting emission

Rasmussen N.C. Reactor Safety Study. An Assessment Of Accident Risks In US Commercial NPP. WASH-1400, (NUREG 75/014). US Regulatory Commission: October 1975, 142 pр.

Rasmussen NC. Reactor Safety Study. An Assessment of Accident Risks in US Commercial NPP. WASH-1400, (NUREG 75/014). US Regulatory Commission: October 1975. 142 p.

Витоль С.А. Выход радиоактивных материалов из расплава активной зоны при тяжелой аварии АЭС. - СПб.: Автореф. дисс. канд. тех. наук. 2007. 23 с.

Vitol SA. Yield of radioactive materials from the melt of the core in a severe accident of the nuclear power plant. - SPb.: Autoref. PhD. 2007. 23 p. (Russian.)

Международная шкала ядерных событий (ИНЕС). Руководство для пользователей (IAEA-INES-2001)// Вена: МАГАТЭ. 2001. 235 с.

International nuclear event scale (INES), User’s Guide (IAEA-INES-2001). Vienna: IAEA. 2001. 235 pp.

Васильев Ю.С., Жданов B.C., Колодешников А.А. и соавт. Исследования процессов, сопровождающих тяжелые аварии энергетических реакторов с плавлением активной зоны. Отчет о НИР ИАЭ НЯЦ РК. Гос. Инв. № 0207РК911. 2006. 92 с.

Vasiliev Yu, Zhdanov V, Kolodeshnikov A, et al. Studies of the processes that accompany severe accidents of the nuclear power reactors. Research report IAE, State. Inv. № 0207RK911. 2006. 92 p. (Russian.)

Филиппов А.С., Дробышевский Н.И, Киселев А.Е. и соавт. Сократ/hefest: модели взаимодействия расплава активной зоны ВВЭР с конструкциями реактора при тяжелой аварии // Известия Академии наук РФ. Серия Энергетика. 2010. № 3. С. 4-24.

Filippov A, Drobyshevsky N, Kiselev A, et al. Socrates/hefest: model of interaction of a melt of the active zone of VVER designs the reactor in a severe accident. Proc. Acad. Sci., series energy. 2010;(3):4-24. (Russian.)

Букринский А.М. Детермистское нормирование и вероятностное ориентирование // Ядерная и радиационная безопасность. 2013. № 1(67). С. 3-6.

Bukrinskiy A. Deterministic regulation and probabilistic of orientation. Nuclear and Radiation Safety. 2013;1(67):3-6. (Russian.)

Accident Source Terms for Lischt-Water Nuclear Power Plants L. Soffer, S. B. Burson, C. M. Ferrell et al. NUREG-1465 Division of Systems Technology Office of Nuclear Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatory Commission. 1995. 30 pp

Soffer L, Burson SB, Ferrell CM, et al. Accident Source Terms for Lischt-Water Nuclear Power Plants NUREG-1465 Division of Systems Technology Office of Nuclear Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatory Commission. 1995. 30 p.