Учебное пособие по курсу Ядерная безопасность для студентов, обучающихся по направлению Ядерная энергетика и теплофизика

• Название: Учебное пособие по курсу Ядерная безопасность для студентов, обучающихся по направлению Ядерная энергетика и теплофизика
• Дата: 22.04.2022
• Размер: 5.76 Mb.
• Имя файла: Total-3-6-new-bolshoy.docx
• Тип: Учебное пособие; #490571
• страница: 39 из 45

Глава 12

ОЦЕНКА РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ ПРИ АВАРИИ НА ОБЪЕКТАХ ЯДЕРНОЙ ТЕХНИКИ
Содержание
1. Оценка радиационных последствий при аварии на АЭС.

2. Накопление ПД.

3. Выход ПД под оболочку твэлов.

4. Перенос активности по помещениям.

5. Распространение радиоактивного облака. Модель Пасквилла.
На пути распространения активности при аварии на АЭС имеются следующие барьеры:

Топливная матрица.

Оболочка твэла.

Контур циркуляции теплоносителя.

Система локализации аварии. Защитная оболочка (Контейнмент)

В результате аварии некоторые или все барьеры могут быть повреждены.

Аварии классифицируются на проектные и запроектные.

Проектные аварии: вероятность 310^-4  310^-2 /реактор год.

Проектные аварии подразделяют на группы:

а) Реактивностные аварии.

б) Аварии с разрывами контура циркуляции.

По проектным авариям имеется специальный перечень.

Запроектные аварии: вероятность 310^-6  310^-4 /реактор год.

Примеры запроектных аварий:

Переходные процессы без срабатывания аварийной защиты (ATWS – Anticipated Transients Without Scram).

Полное обесточивание (Blackout) – это авария на Фукусима-1.
Задачи, которые нужно решать для оценки радиационных последствий.

1. 
   Необходимо иметь представление о накопленной в реакторе активности. Эта задача решается с помощью уравнений изменения изотопного состава топлива на уровне физического расчета реактора. Т.е. это задача физики реактора, хотя имеется некоторая специфика. Так, например, изотопы цезия (в отличие от урана и плутония) не представляют особого интереса для нейтронного баланса в реакторе, но являются важными при оценке радиационной обстановки.
   
2. 
   Необходимо знать, какая часть активности находится под оболочкой твэлов и какое число твэлов может потерять герметичность в результате конкретной аварии.
   

Находящиеся под оболочкой (но уже вышедшие из урановой матрицы) радионуклиды имеют повышенную вероятность попасть в окружающую среду, т.к. для этого необходимо лишь разрушение оболочки. При нагреве топлива дополнительно могут выходить радионуклиды из урановой матрицы.

Количество различных радионуклидов велико, но из опыта расчетов следует, что для первоначальной оценки доз от радиоактивного выброса при аварии достаточно рассмотривать ограниченное число радионуклидов, включающее инертные радиоактивные газы и изотопы йода и цезия. Последние называют летучими радионуклидами, т.к. они переносятся от источника выброса подобно инертным радиоактивным газам.

Учитываемые радионуклиды:

^85mKr,⁸⁷Kr,⁸⁸Kr

¹³³Xe, ¹³⁵Xe

¹³¹I, ¹³²I, ¹³³I, ¹³⁴I, ¹³⁵I

¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs

Выход продуктов деления из топливной матрицы и из твэла, если оболочка разрушена, сильно зависит от температуры топлива. Это иллюстрируется в таблице 12.1 (см. также главу 10).
Таблица 12.1 - Выход радиоактивных продуктов деления (РПД) из топлива.

№	Температура, С	Характеристика
1	t = 330	Начало перехода соединений цезия в летучее состояние
2	t = 1000 и более	Выход РПД из топливной матрицы (% от общего количества)
		Температура топлива, С	Летучие	Нелетучие
		t ≤ 1000	0.4%	-
		1000 < t ≤ 1500	10%/час	-
		1500 < t ≤ 1800	50%/час	0.1%/час
		t > 1800	100%/час	1%/час

3. 
   Далее, необходимо рассчитать, какая часть активности, вышедшая из поврежденных твэлов, выйдет в окружающую среду. Для этого необходим расчет переноса активности по помещениям АЭС.
   
4. 
   Необходим расчет переноса радиоактивного облака от АЭС до границы 20-30 км зоны, которая специально выделяется вокруг АЭС и называется зоной планирования защитных мероприятий.
   

Для расчета мощностей и величин доз на данном расстоянии от источника выброса необходимо знать распределение в пространстве вокруг точки выброса концентрации радионуклида.

Часто используемой моделью для расчета концентраций является модель диффузии Пасквилла. Для мгновенного выброса в момент t = 0 из точечного источника, находящегося на высоте h от поверхности, выражение для объемной концентрации выглядит следующим образом:



где - Q₀ - величина выброса, F - фактор истощения радиоактивного облака за счет радиоактивного распада, сухого и мокрого осаждения за счет вымывания радиоактивной примеси из облака атмосферными осадками,u - скорость ветра на высоте выброса h.

Величины _x, _y, _z - аналоги средних квадратичных отклонений в распределении Гаусса зависящие от типа погодных условий в момент аварии, увеличивающиеся с ростом расстояния от точки аварийного выброса т.е. модель учитывает расплывание облака.

Функция истощения радиоактивного облака определяется выражением:





В формуле 1-я экспонента отвечает за радиоактивный распад, 2-я - за мокрое осаждение( вымывание осадками), 3-я - за сухое.

 - постоянная вымывания, которая зависит от того, в какой форме данный радионуклид находится в облаке (аэрозоли, газообразные соединения) и от типа осадков.

V_g - скорость сухого(гравитационного) осаждения.

Параметры  и V_g определяются экспериментально. Например, V_g = 2 см/с для аэрозолей и V_g = 0 для газов.

В методике Пасквилла вводится классификация категорий устойчивости погоды (таблица 12.2). Реальная погода в момент аварии должна быть отнесена к одной из этих категорий.

Таблица 12.2 - Классификация категорий устойчивости погоды.

№ категории	Обозначение	Характер погоды	Скорость ветра, м/с	
1	A	Сильная неустойчивость	1	0.08
2	B	Умеренная неустойчивость	2	0.09
3	C	Слабая неустойчивость	5	0.11
4	D	Безразличная стратификация	5	0.16
5	E	Слабая устойчивость	3	0.32
6	F	Умеренная устойчивость	2	0.54

С помощью полученной объемной активности определяется поверхностная активность за счет сухого и мокрого осаждения. Эта активность затем используется для расчета доз от загрязненной выпадениями поверхности земли.



- верхняя граница радиоактивного облака.

После получения приземной объемной активности и поверхностной активности производится расчет доз от проходящего радиоактивного облака и от загрязненной поверхности земли. Расчет выполняется отдельно по каждому радионуклиду, а затем результаты суммируются.

Для расчета доз от облака используется модель полубесконечного пространства. Для расчета доз от земли - модель бесконечного плоского источника.

Для практического расчета нет необходимости прямо решать упомянутые выше задачи для полубесконечного пространства и бесконечного плоского источника. Имеются специально рассчитанные переходные коэффициенты доза-активность

Согласно НРБ-99, при анализе радиационных последствий аварии требуется оценка доз внешнего облучения на представителей населения за первые 10 сут. после аварии. Доза оценивается на высоте 1м от поверхности земли.

Доза внешнего облучения складывается из дозы, полученной за время похождения радиоактивного облака, и дозы, полученной за 10сут. от поверхности земли (от осевших на поверхность радионуклидов). При расчете составляющей от поверхности необходимо учесть снижение активности за счет радиоактивного распада и выведения радионуклида из почвы. Доза вычисляется из соотношения



где _эфф - эффективное значение постоянной выведения за счет радиоактивного распада, миграции вглубь почвы, смыва осадками; - значение мощности дозы при t = 0.

Помимо указанных выше доз внешнего облучения определяется также доза внутреннего облучения за счет ингаляции (на основе обьемной активности) и доза внутреннего облучения, которая может быть получена по пищевым цепочкам (на основе поверхностной активности) за счет потребления продуктов питания, произведенных на загрязненной территории.