Стартовая >> Архив >> Генерация >> Руководство по радиационной защите при авариях ядерных реакторов

Допущения - Руководство по радиационной защите при авариях ядерных реакторов

Оглавление
Руководство по радиационной защите при авариях ядерных реакторов
Общий подход, структура
Действия руководителя оценки аварии
Действия ответственного за оценку состояния станции
Классификация аварий в режимах холодной остановки или перегрузки топлива
Оценка повреждения активной зоны или отработанного топлива
Оценка повреждения активной зоны на основании уровней радиации в защитной оболочке
Оценка повреждения активной зоны на основании концентраций изотопов в теплоносителе
Оценка повреждения отработанного топлива
Оценка путей и условий выброса
Оценка защитных мероприятий для населения
Руководство по радиационной защите аварийных рабочих
Оценка радиоактивного загрязнения окружающей среды
Действия специалиста по радиационному прогнозу
Выброс из защитной оболочки
Выброс через байпасс в сухих условиях
Выброс через байпасс во влажных условиях
Выброс из бассейна отработанного топлива
Протяженность территорий срочных защитных мероприятий
Действия специалиста по анализу проб
Пересмотр ДУВ при облучении от выпадений для проведения переселения
Пересмотр ДУВ по ограничению потребления пищевых продуктов на основании плотности загрязнения почвы
Расчет концентрации радионуклидов в пищевых продуктах
Оценка необходимости ограничения потребления пищевых продуктов и пересмотр ДУВ
Карты
Допущения
Таблицы
Описание модели InterRAS
Прогноз доз облучения
Характеристики распада радионуклидов
Обозначения
Литература
Глоссарий

ПРИЛОЖЕНИЯ

Приложение 1
ДОПУЩЕНИЯ
Раздел А
Инструкция А1
Классификация аварии
Основана на предположении, что выбросы, достаточные для облучения в дозах выше ОУВ и ОУД [IAEA 96] возможны лишь при повреждении активной зоны реактора или больших количеств отработанного ядерного топлива. Классификация следует основной схеме, разработанной в [NRC 80] и [NUMARC 92], где классы аварий основаны на риске повреждение активной зоны наряду с радиологическими данными. Задачей являются объявления аварии и эффективные действия до выброса. Используются следующие основные допущения:

  1. нарушения герметичности в 20% твэлов указывают на тяжелую запроектную аварию;
  2. расплавление более 10% активной зоны указывает, что активная зона может быть не способна к охлаждению, даже если вновь покрыта водой;
  3. при температуре выше 750С герметичность твэлов быстро нарушается из-за реакции Zr-Η2Ο;
  4. повреждение активной зоны возможно, если она не покрыта водой в течение 15 мин.

Необходимая подпитка для компенсации потери теплоносителя вследствие его закипания при остаточном тепловыделении (Рис. А2).
Кривые построены для реактора мощностью 3000 МВт, работающего с постоянной мощностью некоторый период времени и затем мгновенно остановленного. Данные об остаточном тепловыделении основаны на ANSI 79. Если температура инжектируемой воды около 27юС, неопределенность кривых составляет 5% для давления 14-2500 psia (0.1-17.2 МПа). Неопределенность составляет до 20% для инжектируемой воды с температурой до 100С [NRC 93].
Инструкция А2а
Повреждение активной зоны в зависимости от длительности времени, в течение которого активная зона оставалась не покрытой водой.
Немедленно после того, как активная зона PWR останется непокрытой, или через 5-10 минут после того, как останется непокрытой активная зона BWR, начнется повышение температуры твэлов на 0.5-1.0 юС/сек. Если активная зона окажется непокрытой в течение нескольких часов после остановки реактора при отсутствии подпитки воды (в том числе, при отказе немедленной остановки), эта скорость разогрева остается справедливой в пределах коэффициента 2.
Инструкция А 2б
Показания мониторов защитной оболочки
Быстрый выброс в защитную оболочку продуктов деления при нормальной концентрации радионуклидов в теплоносителе, при повреждении оболочек твэлов или при расплавлении активной зоны, как принято в допущениях к Инструкции Д1.
Однородное перемешивание с атмосферой защитной оболочки.
Неэкранированный монитор.
Монитор контролирует хотя бы 1/2 зоны, указанной на Рисунках.
Аэрозоли и радиойод отводятся в результате орошения в ту часть пространства защитной оболочки, где монитор их “не видит”.
Инструкция А2в
Концентрации радионуклидов в теплоносителе PWR [NRC 93]
Быстрый выброс в защитную оболочку продуктов деления при нормальной концентрации радионуклидов в теплоносителе, при повреждении оболочек твэлов или при расплавлении активной зоны, как принято в допущениях к Инструкции Д1.
Для случаев выброса летучих продуктов деления при повреждении оболочек твэлов и при расплавлении активной зоны, активная зона была обезвожена, повреждена, затем снова покрыта водой.
Выбросы из активной зоны однородно смешаны с теплоносителем.
Отсутствует разведение вследствие инжекции воды.
0.5 ч после остановки реактора, активная зона которого прошла хотя бы один цикл перегрузки топлива (18 месяцев).
Нормальная концентрация радионуклидов в теплоносителе из ANSI84.
Концентрации радионуклидов в теплоносителе при выбросе газообразных продуктов деления или расплавлении активной зоны получены умножением содержания продуктов деления в реакторе на коэффициенты выброса, типичные для этих повреждений в реакторе 1000 МВт(е) с массой теплоносителя в первом контуре 2.5 х 105 кг.
Концентрации радионуклидов в теплоносителе BWR [NRC 93]
Быстрый выброс в защитную оболочку продуктов деления при нормальной концентрации радионуклидов в теплоносителе, при повреждении оболочек твэлов или при расплавлении активной зоны, как принято в допущениях к Инструкции Д1.
Для случаев выброса летучих продуктов деления при повреждении оболочек твэлов и при расплавлении активной зоны, активная зона была обезвожена, повреждена, затем снова покрыта водой.
Выбросы из активной зоны однородно смешаны с теплоносителем в системе охлаждения реактора и в бассейне понижения давления.
Отсутствует разведение вследствие инжекции воды.
0.5 ч после остановки реактора, активная зона которого прошла хотя бы один цикл перегрузки топлива (18 месяцев).
Нормальная концентрация изотопов в теплоносителе из ANSI84.
Раздел Б
Инструкция Б1
Действующие Уровни Вмешательства (ДУВ)
ДУВ 1 - Эвакуация на основании МЭД от облака.
Человек подвергается облучению в течение 4 часов (за такое время можно ожидать значительное изменение направления ветра),  Незащищенный человек находится в зоне прохождения облака.
Смесь продуктов деления при плавлении активной зоны, как указано в допущениях к Инструкции Д1.
Уменьшение дозы вследствие частичного пребывания в обычных домах влияет
незначительно в сравнении с большой неопределенностью в дозе и результатах ее измерений во время выброса, и поэтому не рассматривается
Согласно оценке для аварий реакторов, ОУД для укрытия 30 мЗв
предотвращенной дозы за 2 дня [IAEA 96] несущественно отличается от ДУВ для эвакуации, а если учесть частичное пребывание в зданиях, ДУВ для укрытия оказывается выше, чем ДУВ для эвакуации.

Те (продолжительность облучения) = 4ч
R, (отношение общей эффективной дозы к МЭД), рассчитанное с помощью кода Inter RAS, = 10
ОУВ1 (Общий Уровень Вмешательства для эвакуации) = 50 мЗв за одну неделю (IAEA96)

ДУВ 2 - Провести блокирование щитовидной железы, основываясь на значении МЭД о
т
о
б
л
а
к
а.
Человек подвергается облучению в течение 4 часов (за такое время можно ожидать значительное изменение направления ветра),  Незащищенный человек находится в зоне прохождения облака,  Выброс летучих продуктов или плавление активной зоны, как указано в допущениях к Инструкции Д1.
Рассчитать по схеме, указанной в Инструкции Е1, Пункт 5 с использованием:
Те (продолжительность облучения) = 4ч
R (отношение мощности дозы в щитовидной железе к МЭД), рассчитанное с помощью кода InterRAS, = 200
ОУВ 2 (Общий Уровень Вмешательства для проведения йодной профилактики) = 100 мЗв (IAEA96).

ДУВ 3 - Эвакуировать, основываясь на значениях МЭД от выпадений.
Отсутствует значительная ингаляционная доза от вторичного поднятия радионуклидов в атмосферу (для аварий на реакторе).
Уровень вмешательства для эвакуации 50 мЗв (IAEA96).
Период облучения 1 неделя (168 часов).
Около 50% дозы уменьшается за счет распада радионуклидов, укрытия людей и частичного пребывания внутри помещений (действительно для первых нескольких дней).

ДУВ 4 - Переселить, основываясь на значениях МЭД от выпадений.
Рассчитано с помощью InterRAS для выброса смеси продуктов деления при
повреждении активной зоны, как указано в допущениях к Инструкции Д1 (FPI X

CRFcoremelt), 4 дня после остановки реактора (учтен распад и заглубление нуклидов). См. нижеследующий рисунок.
ОУВЗ (Общий Уровень Вмешательства) для переселения = 30 мЗв (IAEA96).
Период облучения 30 дней.
Около 50% дозы уменьшается за счет укрытия людей и частичного пребывания внутри помещений.
Рис. Значения МЭД для временного переселения при аварии с расплавлением активной зоны реактора
Значения МЭД для временного переселения при аварии с расплавлением активной зоны реактора
ДУВ 5 - Ограничить потребление пищевых продуктов, основываясь на значениях МЭД от выпадений.
Пищевые продукты непосредственно загрязнены или корова поедает загрязненную траву.
Состав выпадений соответствует составу выброса при расплавлении активной зоны.
Состав выброса представлен в допущениях к Инструкции Д1.
Пищевые продукты будут загрязнены выше уровней действия МАГАТЭ для
ограничения их потребления всюду, где мощность дозы от выпадений составляет значительную долю фоновой [NRC 93].
Значение Действующего Уровня Вмешательства должно превышать фоновый уровень (принято, что он равен 100 нЗв/час), таким образом, значение ДУВ 5 было принято 1 мкЗв/час.
ДУВ 6 и 7 - Ограничить потребление пищевых продуктов или молока, основываясь на значениях плотности загрязнения почвы радионуклидами.
Продукты непосредственно загрязнены или корова потребляет загрязненную траву.
Рассчитать по нижеследующим формулам при допущении, что соотношение радиойода и частиц топлива в выпадениях соответствует таковому в выбросе.
Для пищевых продуктов общего потребления (местного производства):
изотоп-маркер 1-131:

изотоп-маркер Cs-137:

Для коровьего молока
изотоп-маркер 1-131:

изотоп-маркер Cs-137:  где:
Y                     =         Продуктивность роста травы; принято: 2 кг/м2 (NRC77)
r                      =         Доля активности выпавших радионуклидов, которая удерживается
растениями (принято: 0.2) (NRC77)
RF = Коэффициент уменьшения (коэффициент переработки) - доля активности радионуклидов, которая остается в готовом к употреблению продукте после его обработки и приготовления или распада радионуклидов (принято: 1)
Ucow = Потребление корма коровой (принято: 56 кг/день свежей травы) [кг/день] (NRC77)
ff                     =         Загрязненная радионуклидами часть рациона коровы; принято 1
fmi                   =         Коэффициент перехода радионуклида / в молоко из рациона коров (из
нижеследующей таблицы) [день/литр]
ДУВ6 = ДУВ 6П или ДУВ 6М, плотность загрязнения почвы 1-131,
свидетельствующая о том, что содержание всех радионуклидов, входящих в группу, в пищевом продукте или молоке может превысить общие уровни действия, [кБк/м2]
ДУВ7 = ДУВ 7П или ДУВ 7М, плотность загрязнения почвы Cs-137,
свидетельствующая о том, что содержание всех радионуклидов, входящих в группу, в пищевом продукте или молоке может превысить общие уровни действия, [кБк/м2]
ОУДG = Общий Уровень Действия МАГАТЭ для изотопа группы G, [кБк/кг]
(см. Таблицу Е6).
Количество изотопа-маркера j в выпадениях (Cs-137 или I-131) в результате выброса после расплавления активной
зоны (принято FPIX CRF из допущений в Инструкции
При расчете ДУВ 7 для Cs-137 принято, что в выбросе отсутствуют радионуклиды йода. Допущение действительно для смеси старых продуктов деления (повреждение отработанного топлива или выброс через 2 месяца после остановки реактора)
ТАБЛИЦА IA              Коэффициент перехода радионуклида в молоко из рациона коров


Радионуклид

Коэффициент перехода fm

Радионуклид

Коэффициент
перехода fm

|(кБк/л)/
(кБк/день)]

[(кБк/л)/
(кБк/день)]

Тритий (H)

1.4Е-02

Сурьма (Sb)

2.0Е-05

Марганец
(Мn)

8.4Е-05

Теллур (Те)

2.0Е-04

Кобальт (Со)

2.0Е-03

Йод (I)

9.9Е-03

Криптон (Кг)

2.0Е-02

Ксенон (Хе)

ИР

Рубидий (Rb)

1.2Е-02

Цезий (Cs)

7.1Е-03

Стронций (Sr)

1.4Е-03

Барий (Ва)

ИР

Иттрий (Y)

2.0Е-05

Лантан (La)

HP

Цирконий (Zr)

8.0Е-02

Церий (Се)

HP

Ниобий (Nb)

2.0Е-02

Празеодим
(Рr)

HP

Молибден
(Мо)

1.4Е-03

Торий (Th)

5.0Е-06

Технеций (Тс)

9.9Е-03

Нептуний (Np)

5.0Е-06

Рутений (Ru)

6.1Е-07

Плутоний
(Ри)

2.7Е-09

Родий (Rh)

HP

Америций
(Ат)

2.0Е-05

Источник: NRC83. Таблица 5.36
HР Не рассчитано.
ДУВ 8 -1-131 в пищевых продуктах, молоке, питьевой воде
Ограничить потребление пищевых продуктов или молока, основываясь на содержании в пробах 1-131
Пищевые продукты или молоко потребляются немедленно после загрязнения без мойки или других способов уменьшения загрязнения,  Значения ДУВ применимы только в случае наличия достаточных запасов пищевых продуктов.
Значения рассчитаны при допущении о смеси продуктов деления в выбросе (принято FPI х CRF из допущений в Процедуре Д1). При расчете ДУВ 8П учитывались все радионуклиды группы 1, при расчете ДУВ 8М - радионуклиды группы 5. Для обоих случаев содержание 1-131 в пищевых продуктах преобладает на ранних этапах аварии, и следует использовать в расчетах значение ОУД для содержания 1-131.
ДУВ 9 -Cs-137 в пищевых продуктах, молоке, питьевой воде
Ограничить потребление пищевых продуктов или молока, основываясь на содержании в пробах Cs-137
Пищевые продукты или молоко потребляются немедленно после загрязнения без мойки или других способов уменьшения загрязнения.
Значения рассчитаны при допущении о смеси продуктов деления в выбросе
(принято FPI х CRF из допущений в Процедуре Д1) и отсутствии радионуклидов йода в выбросе, что действительно только для смеси старых продуктов деления (повреждение отработанного топлива или выброс через 2 месяца после остановки реактора). Отношение содержания Cs-137 к содержанию других радионуклидов группы 1 (без радиойода) составляет 0.2. Для радионуклидов группы 4 содержание различных радионуклидов в молоке рассчитывали, используя значения коэффициента перехода радионуклида в молоко (FPI х CRF х fm) и отношение содержания Cs-137 к содержанию других радионуклидов группы 4.
Раздел В
Инструкция В1
Выброс, продолжающийся в течение по крайней мере 4 часов (за такое время можно ожидать значительное изменение направления ветра),  Незащищенный человек находится в зоне прохождения облака.
Как указано в допущении Инструкции Д1, произошел выброс продуктов
деления в результате повреждения оболочек твэла или расплавления активной зоны.
Рассчитано по схеме, указанной в Инструкции Е1 с использованием:
R1 (отношение мощности общей эффективной дозы к МЭД), рассчитанное с помощью кода InterRAS, = 10;
EWG (допустимые дозы облучения аварийных рабочих) [1АЕА96].  В случае блокирования щитовидной железы общая эффективная доза будет уменьшена на 50%.
Раздел Д
Инструкция Д1
Приведенные расчеты учитывают только характеристики станции, выброса и атмосферы, оказывающие значительное влияние на формирование дозовых нагрузок
Состояние активной зоны и отработанного топлива
Принятое количество продуктов деления в выбросе приблизительно равно среднему значению, рассчитанному на основании ряда аварий с повреждением активной зоны. Рассматриваются пять различных состояния активной зоны.
Утечка нормального теплоносителя в результате повреждения трубы
парогенератора, при которой не происходит повреждения активной зоны.
Утечка теплоносителя с пиковой концентрацией радионуклидов в результате аварии с повреждением трубы парогенератора, при которой не происходит повреждения активной зоны. Принято, что при пиковой концентрации
содержание радионуклидов в теплоносителе превышает нормальную в 100 раз. Такое состояние иногда имеет место при быстрой остановке реактора или разгерметизации системы охлаждения первого контура.
При выбросе летучих продуктов деления принято, что активная зона повреждена и все топливные стержни имеют повреждения, в результате чего происходит выброс газообразных продуктов деления, содержащихся в зазорах топливного стержня.
При выбросе в результате расплавления активной зоны принято, что активная зона расплавлена и произошел выброс смеси радионуклидов, по составу отражающий выбросы большинства аварий с расплавлением активной зоны.
При выбросе из бассейна с отработанным топливом принято, что топливо было загружено не менее 1 месяца тому назад и максимальный выброс - летучих продуктов деления.
Пути и условия выброса
Для каждого пути выброса рассмотрен механизм, существенно уменьшающий выброс (включение спринклерной системы в защитной оболочке). Эффективность используемого механизма уменьшения представляет собой широкий диапазон допущений. Приняты при разных путях выброса:
Выброс из защитной оболочки рассматривается как выброс в атмосферу,
проходящий через защитную оболочку. Может быть учтен эффект орошения и других естественных процессов.
Выброс через байпасе во влажных условиях рассматривается как утечка загрязненного теплоносителя через повреждение, не проходящего через атмосферу защитной оболочки. Для расплавления активной зоны и выброса летучих продуктов деления принято, что активная зона была не покрыта водой, повреждена и вновь покрыта водой. В качестве механизма уменьшения рассматривается барботаж в парогенератор. Если первый контур осушен, следует использовать выброс в сухих условиях в обход защитной оболочки.
Выброс через байпасе в сухих условиях рассматривается как утечка из первого контура за пределы защитной оболочки по сухому пути. Рассматривается только эффект фильтров (если таковые установлены) и осаждения на трубопроводах и некоторых других процессов уменьшения выброса.
Источник выброса
NRC 88 содержит полное описание методики, a NRC 93 - новейшие данные. Допущения об источнике выброса, принятые в Inter RAS, обсуждаются в Приложении С документа NRC 94. Последовательность вычислений источника выброса приводится ниже:

  1. Оценить количество продуктов деления в активной зоне.
  2. Оценить долю продуктов деления, выброшенную в случае утечки нормального теплоносителя, теплоносителя пиковой концентрации, выброса летучих продуктов деления в результате повреждения оболочек твэлов, а также при расплавлении активной зоны.
  3. Оценить долю продуктов деления, выброшенную из активной зоны и задержанную до ухода в окружающую среду.
  4. Оценить долю продуктов деления, фактически выброшенную в окружающую среду.

Оценка источника выброса:

где:
FPI =общее количество радионуклида i в активной зоне
CRF =отношение выброшенного из активной зоны количества радионуклида i
к общему количеству радионуклида i в активной зоне (Таблица 1Д)
RDF; j = доля активности радионуклида i, доступная для выброса после действия механизма уменьшенияj (Таблицы IE и 1Ж)
EF = доля активности, доступная для выброса, которая выброшена (Таблица I)



 
« Роторы с вертикальной осью вращения в ветроэлектрогенераторах   Сборник директивных материалов по эксплуатации теплотехнической части »
электрические сети