CC BY
15
DOI: 10.21870/0131-3878-2023-32-1-36-47 УДК 621.039.58
Оценка уровней оперативного вмешательства для защиты населения на основе сценариев аварий на российских АЭС
Спиридонов С.И., Микаилова Р.А., Фесенко С.В.
ФГБНУ ВНИИ радиологии и агроэкологии, Обнинск
Выполнен краткий анализ показателей, предназначенных для оценки радиоэкологической ситуации в острый период после радиационной аварии и принятия защитных мер. Описан подход к определению уровней оперативного вмешательства (УОВ) для защиты населения, рекомендованный МАГАТЭ. На основе данных по сценариям аварий на российских АЭС оценены УОВ для показателей «мощность амбиентной дозы», а также «концентрации 131I и 137Cs в сельскохозяйственной продукции». В качестве исходных данных рассматривались характеристики радиоактивных выбросов при проектных, максимальных проектных и запроектных авариях на АЭС с реакторами ВВЭР-1000, ВВЭР-1200, РБМК-1000 и БН-800. Превышение рассчитанных «мониторинговых» УОВ означает превышение дозовых критериев защиты населения, что диктует необходимость внедрения защитных мер. В результате обобщения на консервативной основе УОВ, рассчитанных для каждого аварийного сценария, установлены обобщённые (унифицированные) УОВ. Значения последних отличаются от значений аналогичных показателей, рекомендованных МАГАТЭ, что обусловлено спецификой радионуклидного состава выбросов при запроектных авариях на реакторах БН-800 с натриевым теплоносителем. Сделан вывод о необходимости учёта аварийных сценариев для всех типов реакторов при расчёте обобщённых УОВ для российских АЭС. Показана значимость УОВ, устанавливаемых в первый период после аварии на основе данных по фактическим аварийным выбросам с использованием соответствующего расчётного инструментария.
Ключевые слова: атомные электростанции, сценарии радиационных аварий, уровни оперативного вмешательства, выбросы радионуклидов, доза облучения населения, защитные меры, радиоэкологический мониторинг, мощность амбиентной дозы, концентрация радионуклидов в пищевых продуктах, реакторы на быстрых нейтронах.
Введение
Функционирование АЭС при условии соблюдения радиационных нормативов [1] и дозовых квот [2] является безопасным для населения и окружающей среды. В то же время существует вероятность аварийных ситуаций на АЭС по причинам, связанным с природными катаклизмами и воздействием «человеческого фактора». Вероятности аварий оцениваются как очень малые величины, но возможные последствия могут носить катастрофический характер [3, 4].
В этой связи важное значение имеет готовность к оперативному реагированию - принятию решений по снижению облучения населения в кратчайшие сроки после аварийного выброса. Принятие таких решений основано на сопоставлении количественных характеристик воздействия радиационного фактора и пороговых уровней воздействия. Показатели первого типа могут представлять собой как результаты прогностических расчётов, так и непосредственных измерений, выполненных в ходе радиоэкологического обследования (мониторинга). Пороговые уровни могут быть установлены заранее или оценены с учётом характеристик радиоактивного выброса.
В международных документах, посвящённых аварийному реагированию или критериям радиационной защиты в острый период после радиационной аварии, предложены показатели второго типа, объединённые в рамках понятия «уровень оперативного вмешательства» [5-9].
Спиридонов С.И.* - гл. науч. сотр., д.б.н., проф.; Микаилова Р.А. - науч. сотр.; Фесенко С.В. - гл. науч. сотр., д.б.н., проф. ФГБНУ ВНИИРАЭ.
•Контакты: 249032, Калужская обл., Обнинск, Киевское шоссе, 109-й км. Тел.: +7 (484) 399-69-67; e-mail: spiridonov.si@gmail.com.
Эти уровни предназначены для оперативной оценки радиоэкологической ситуации, сложившейся после аварии, и принятия срочных мер. Поскольку для достижения указанных целей используются и другие показатели, определяемые как «уровни вмешательства» [1, 5, 6], целесообразно систематизировать подходы к оценке и практическому использованию такого рода критериев.
Подходы к определению понятия «уровень вмешательства»
Наиболее общее определение уровня вмешательства (УВ) при радиационной аварии дано в Глоссарии Норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009) [1]. Согласно этому определению, уровень вмешательства представляет собой «уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определённые защитные мероприятия». Анализ российской и зарубежной нормативной и методической документации [1, 5-10] позволил выделить два основных типа уровней вмешательства при радиационной аварии - первичные и «мониторинговые» УВ, то есть определяемые на основе данных аварийного мониторинга.
К первичным (базовым) УВ относятся предельные дозовые нагрузки на всё тело человека или критические органы, прежде всего - на щитовидную железу при наличии в составе аварийного выброса изотопов йода. Значения предельных дозовых нагрузок установлены в нормативно-методической документации с учётом накопленных к настоящему времени данных по радиационным эффектам [1, 7, 8]. Значения первичных УВ соотносят непосредственно с определёнными мерами защиты населения (укрытие, йодная профилактика, эвакуация и т.д.) [1, 7, 8].
Практическое использование первичных УВ в первый период после аварии требует выполнения следующих действий:
• расчёт дозовой нагрузки на всё тело или отдельные органы и ткани на основе данных, характеризующих активности радионуклидов в аварийном выбросе и метеоусловия в момент выброса;
• сопоставление рассчитанных доз облучения со значениями первичных УВ и принятие решений по внедрению защитных мероприятий.
С целью обеспечения использования этих уровней разрабатываются соответствующие программные средства, такие как система RODOS (Realtime Online Decision support system for nuclear emergency management), разработанная в рамках научных проектов, выполненных под эгидой Европейской комиссии [11]. При применении таких систем, включающих радиоэкологические модели, важно учитывать региональные особенности территорий: характеристики окружающей среды, особенности сельскохозяйственного производства, рационы питания населения и т.д.
Для оценки радиоэкологической ситуации после аварии на основе эмпирических данных, полученных в ходе обследования (мониторинга) загрязнённой территории, используются уровни вмешательства, которые можно определить как «мониторинговые». Необходимый компонент их расчёта - базовые критерии, представляющие упомянутые выше первичные УВ в терминах эквивалентной дозы.
Для практического применения показателей, которые легко могут быть определены в полевых условиях или измерены в результате лабораторных анализов, МАГАТЭ разработаны уровни оперативного вмешательства (Operational Intervention Levels - OILs) [9]. К таким показателям отнесены:
• мощность эквивалентной амбиентной дозы внешнего облучения над поверхностью земли на высоте 1 м;
• мощность эквивалентной дозы на расстоянии 10 см от кожи рук и лица человека;
• интенсивность регистрации бета-частиц на расстоянии 2 см от кожи рук и лица;
• мощность эквивалентной дозы в районе щитовидной железы человека, измеряемая при контакте с кожей;
• концентрация радионуклидов 1311 и 137Cs в пищевых продуктах (прежде всего молока) и питьевой воды.
Уровни оперативного вмешательства (OILs) группируются по их отношению к перечисленным выше мониторинговым показателям [9]. Так, для показателя «мощность эквивалентной ам-биентной дозы» установлены: OIL1, OIL2 и OIL3, применимые в различные временные периоды после аварии. При расчёте OIL1 и OIL2 в качестве базовых критериев (generic criteria согласно [9]) рассматривались предельные дозы облучения репрезентативного человека, накопленные за 7 сут и 1 год соответственно. При оценке OIL3 опирались на предельную годовую дозу облучения от употребления загрязнённых радионуклидами продуктов питания. Уровень оперативного вмешательства OIL4 разработан для показателей, измеряемых при мониторинге кожного покрова лица и рук, а OIL8 - при мониторинге щитовидной железы. Уровни OIL7 представляют собой предельные концентрации 131I и 137Cs в пробах сельскохозяйственной продукции.
Согласно методике [9] OILs оцениваются предварительно на основе данных по составам радиоактивных выбросов для сценариев постулированных аварий на различных АЭС. Такие «частные» OILs являются функцией времени и радионуклидного состава выбросов. На следующем этапе консервативно устанавливаются унифицированные OILs путём обобщения «частных» уровней оперативного вмешательства, каждый из которых рассчитан для отдельного аварийного сценария. Унифицированные OILs для каждого показателя представляют собой одно числовое значение, применяемое в течение определённого послеаварийного периода.
В документе МАГАТЭ [9] представлены рекомендации по внедрению защитных мер при превышении «мониторинговых» уровней оперативного вмешательства (OILs). Защитные меры при превышении OIL1 в первые сутки после аварии включают эвакуацию и йодную профилактику (если она не задерживает эвакуацию). При невозможности немедленной эвакуации необходимо укрыть население предпочтительно в больших зданиях в сочетании с йодной блокадой щитовидной железы, пока не станет возможной безопасная эвакуация. После эвакуации или укрытия населения рекомендуется обеспечить мониторинг кожи и щитовидной железы, результаты которого сопоставляются с уровнями оперативного вмешательства OIL4 и OIL8. Если превышено значение OIL3 по показателю «мощность амбиентной дозы», накладываются ограничения на потребление сельскохозяйственной продукции. Если содержания 131I и 137Cs в конкретных видах продукции выше значений OIL7, рекомендуется прекратить потребление этих продуктов питания.
Набор значений обобщённых уровней оперативного вмешательства, оценённых по методике [9], может носить характер национальных действующих уровней вмешательства (ДУВ), как это рекомендовано в Республике Беларусь [10]. В то же время унифицированные OILs, оценённые в рамках консервативного подхода и охватывающие все возможные сценарии, являются для некоторых аварийных ситуаций избыточно жёсткими.
В документе МАГАТЭ [9] представлены значения уровней оперативного вмешательства (OILs) для набора мониторинговых показателей, рассчитанные по данным 19-ти аварийных сценариев для реакторов различного типа. При выполнении аналогичных оценок в Республике Беларусь рассматривали данные, характеризующие сценарии запроектных аварий для 3-х АЭС
(Белорусская, Ровенская и Смоленская) с реакторами ВВЭР и РБМК. Рассчитанные значения ДУВ не противоречат значениям OILs, рекомендуемым МАГАТЭ [10].
Следует подчеркнуть, что указанные совокупности аварийных сценариев не включают проектные и запроектные аварии на реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, эксплуатируемых в Российской Федерации. В этой связи представляет интерес оценить уровни оперативного вмешательства (УОВ) по методике МАГАТЭ для российских АЭС с учётом сценариев постулируемых аварий на быстрых реакторах.
Оценка «мониторинговых» УОВ для российских АЭС
Расчёт «мониторинговых» УОВ выполнен по методике МАГАТЭ [9] для основных показателей, которые можно определить в ходе радиоэкологического мониторинга [12]:
• мощность эквивалентной амбиентной дозы внешнего облучения над поверхностью земли на высоте 1 м;
• концентрация 1311 и 137Cs в пробах сельскохозяйственной продукции.
При расчётах учитывались базовые критерии, представляющие собой ограничения облучения население в случае радиационной аварии [9]:
• критерий 1 - доза облучения репрезентативного человека, накопленная за 7 сут (0,1 Зв);
• критерий 2 - доза облучения репрезентативного человека от употребления загрязнённых радионуклидами продуктов питания, накопленная за 1 год (0,01 Зв).
Таким образом, на основе данных, характеризующих сценарии радиационных аварий на российских АЭС, оценены уровни оперативного вмешательства для защиты населения, соответствующие (Operational Intervention Levels - OILs) [9]:
• УОВ1 - предельная мощность амбиентной дозы (мкЗв/ч), при которой соблюдается базовый критерий 1;
• УОВ3 - предельная мощность амбиентной дозы (мкЗв/ч), при которой соблюдается базовый критерий 2;
• УОВ7 для 131I - предельная концентрация 1311 в пробах сельскохозяйственной продукции (Бк/кг), при которой соблюдается базовый критерий 2;
• УОВ7 для 137Cs - предельная концентрация 137Cs в пробах сельскохозяйственной продукции (Бк/кг), при которой соблюдается базовый критерий 2.
В качестве исходных данных рассматривались составы радиоактивных выбросов при проектных (ПА), максимальных проектных (МПА) и запроектных авариях (ЗА) на АЭС с реакторами ВВЭР-1200, ВВЭР-1000, БН-800 [13-15] и при аварии на ЧАЭС для реактора РБМК-1000 [9].
Выбросы АЭС с реакторами ВВЭР-1200, ВВЭР-1000 и РБМК-1000 включают большое количество радиоактивного йода - от 74% суммарной активности для ЗА на РБМК-1000, до 99% - для МПА на ВВЭР-1000. Сценарий одной из проектных аварий на АЭС с реактором БН-800 (ПА-3) также характеризуется значительным вкладом 131I (97%) в суммарную активность выброса. В то же время, некоторые аварийные сценарии на реакторе БН-800, связанные с разгерметизацией натриевых трубопроводов, отличаются большим количеством 24Na в выбросе - от 63% (ПА-1) до почти 100% (ПА-2 и ЗА-2). Сценарии ПА-4 и ЗА-1 для БН-800 не рассматривали, поскольку в составы аварийных выбросов при этих сценариях входят только инертные радиоактивные газы.
На рис. 1-4 представлены зависимости «частных» уровней оперативного вмешательства (УОВ1, УОВ3, УОВ71-131, УОВ7св-137) от времени, прошедшего после аварии, для отдельных сценариев проектных и запроектных аварий, а также значения обобщённых (унифицированных) УОВ, оценённых согласно подходу МАГАТЭ [9].
в
СП ¡4 2
СО О
25000.0
20000.0
15000.0
10000.0
5000.0
0.0
^ ..............
- • - РБМК
-БН-800. ЗА-4
-БН-800. ЗА-З
БН-800. ЗА-2
-БН-800. ПА-3
-БН-800. ПА-2
-БН-800. ПА-1
-----ВВЭР-1000. МПА
-----ВВЭР-1000. ЗА
......... ВВЭР-1200. МПА
......... ВВЭР-1200. ЗА
0.1
1.0
100.0
Унифицированный У< >В1
10.0
Время, сут.
Рис. 1. Динамика «частных» УОВ1 для различных сценариев аварийных выбросов российских АЭС и унифицированные УОВ1.
100000.0
10000.0
сс ел X
о 03
о
1000.0
100.0
10.0
1.0
0.1
...........
- . — ■
- • - РБМК
-БН-800. ЗА-4
БН-800. ЗА-З БН-800. ЗА-2
-БН-800. ПА-3
-БН-800. ПА-2
-БН-800. ПА-1
-----ВВЭР-1000, МПА
-----ВВЭР-1000, ЗА
......... ВВЭР-1200, МПА
......... ВВЭР-1200. ЗА
0.1
1.0
100.0
Унифицированный УОВЗ
10.0
Время, сут.
Рис. 2. Динамика «частных» УОВЗ для различных сценариев аварийных выбросов российских АЭС и унифицированные УОВ3.
12 из
И
О
>>
100000
1000
10
0.1
0.001
0.00001
ч \ Ч ^ч. X ч \ \ \ \ \\ ) \ ^Оч \ \\ \ \\\ г
\ \
——\- V* Л \ \ \\\ •. \ х\ \ч\\
\ \ 1 \\\\ \ \\'. 1 V 'Д \ г А
\\ \\\\ \\М
0.1
1.0
100.0
- • - РБМК
-БН-800, ЗА-4
БН-800. ЗА-З БН-800. ЗА-2
-БН-800. ПА-3
-БН-800. ПА-2
-БН-800. ПА-1
-----ВВЭР-1000, МПА
-----ВВЭР-1000. ЗА
......... ВВЭР-1200, МПА
......... ВВЭР-1200. ЗА
Унифицированный У ОВ 71-131
10.0
Время, сут.
Рис. 3. Динамика «частных» УОВ7мз1 для различных сценариев аварийных выбросов российских АЭС и унифицированные УОВ7мз1.
ю.о
Время, сут.
Рис. 4. Динамика «частных» УОВ7св-137 для различных сценариев аварийных выбросов российских АЭС и унифицированные УОВ7оэ-137.
Сопоставление результатов мониторинговых измерений, выполненных в определённый момент времени, с соответствующим значением УОВ, рассчитанным для конкретного аварийного сценария, позволяет сделать вывод о превышении (или непревышении) базового дозового критерия и, тем самым, оценить необходимость защитных мер. Так, если измеренная мощность ам-биентной дозы над поверхностью земли будет больше значения УОВ1, то будет превышена
предельная доза облучения репрезентативного человека (базовый критерий 1). В этом случае возникает необходимость применения защитных мер (эвакуация или укрытие населения).
Превышение мощности амбиентной дозы значения УОВ3 свидетельствует о том, что не соблюдается базовый критерий 2 - предельная доза облучения репрезентативного человека от употребления загрязнённых радионуклидами продуктов питания. В этом случае необходимо ограничить употребление населением загрязнённой сельскохозяйственной продукции. Согласно [9], УОВ3 может использоваться для скрининговой оценки радиологической значимости перо-рального пути облучения населения до получения информации по содержанию радионуклидов в продуктах питания. После получения такой информации целесообразно использовать для принятия решений об ограничении или запрете употребления сельскохозяйственной продукции значения УОВ7. Эти уровни оперативного вмешательства рассчитаны отдельно для 1311 и 1370э с учётом базового критерия 2 - дозы облучения репрезентативного человека от употребления загрязнённых радионуклидами продуктов питания.
Анализ результатов расчёта (рис. 1-4) показывает, что специфика радионуклидных составов аварийных выбросов для АЭС с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах обуславливает существенное различие в динамике «частных» уровней оперативного вмешательства.
Значения УОВ1 для сценариев аварийных ситуаций на АЭС с реакторами ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 и РБМК-1000 являются более жёсткими, чем для большинства сценариев для АЭС с реактором БН-800 (рис. 1). Аварийные выбросы АЭС с реактором БН-800 во всех случаях, кроме сценария проектной аварии ПА-3, содержат 24№ и 22№, причём доля первого в большинстве случаев превышает вклады других радионуклидов. Для сценариев с высоким вкладом 24№ рассчитанные УОВ1 превышают значения этого показателя для других аварий. В сценарии аварии ПА-3 97% выброса приходится на 1311, после распада которого основная нагрузка формируется за счёт 13^ и 1340э.
Наиболее радиологически значимыми с точки зрения динамики УОВ3 являются сценарии МПА для ВВЭР-1000 и ПА-3 для БН-800 (рис. 2). В выбросах, согласно этим сценариям, преобладает 1311, который оказывает определяющее влияние на формирование дозовой нагрузки от потребления продуктов питания в первые недели после аварии. Для всех аварийных сценариев УОВ7|-131 резко снижается в первые недели после выпадений за счёт распада короткоживущего 1311 (рис. 3). В последующий период времени целесообразно применять УОВ7оэ-137, так как 1370э является радиологически значимым долгоживущим радионуклидом.
Наименьшие значения УОВ7|-131 характерны для сценариев ПА-2, ЗА-2 и ЗА-4 для БН-800 вследствие небольшого содержания 1311 в составе радиоактивных выбросов относительно других радионуклидов. Это связано с тем, что при достижении и превышении предельной дозы облучения человека от употребления загрязнённых продуктов питания (базовый критерий 2) вклад 1311 в дозу будет незначительным. Даже при небольших уровнях содержания этого радионуклида в продукции дозовая нагрузка на население может быть существенной. Таким образом, УОВ7|-131 вряд ли можно считать информативным для «натриевых» аварийных сценариев.
Обобщение «частных» (конкретизированных) УОВ на основе консервативного подхода позволило установить унифицированные УОВ, при непревышении которых нет необходимости внедрения защитных мероприятий при реализации любого аварийного сценария из рассматриваемой совокупности (рис. 1-4). Унифицированные УОВ1 и УОВ3 устанавливаются таким образом, чтобы обеспечить для всей совокупности рассматриваемых сценариев соблюдение базовых критериев
1 и 2 соответственно [9]. Согласно методике МАГАТЭ, унифицированный ОИ7мз1 рекомендуется применять в первые 10 сут после аварии, а в последующий период времени использовать OIL7сs-137 [9]. Этот подход был использован и для оценки унифицированных УОВ7м31 и УОВ7сs-137 на основе данных, характеризующих авариные сценарии для российских АЭС.
Следует подчеркнуть, что именно унифицированные уровни оперативного вмешательства рекомендованы МАГАТЭ для оценки необходимости внедрения защитных мероприятий после радиационных аварий. В табл. 1 представлено сравнение унифицированных значений УОВ, рассчитанных по методике МАГАТЭ на основе различных наборов данных, характеризующих сценарии аварийных выбросов АЭС:
• 19 сценариев аварий, описанных в документе [9];
• 3 аварийных сценария на АЭС, при реализации которых потребуются защитные меры в Республике Беларусь [10];
• 11 сценариев аварий на АЭС Российской Федерации [13-15].
Таблица 1
Уровни оперативного вмешательства, рассчитанные по методике МАГАТЭ [9] для различных совокупностей аварийных сценариев
Измеряемый показатель Базовый критерий МАГАТЭ Беларусь Россия
Мощность амбиентной дозы на высоте 1 м от земной поверхности Критерий 1 011_1=1000 мкЗв/ч ДУВ1=1000 мкЗв/ч У0В1=2200 мкЗв/ч
Мощность амбиентной дозы на высоте 1 м от земной поверхности Критерий 2 011_3=1 мкЗв/ч ДУВ3=1 мкЗв/ч У0В3=1 мкЗв/ч
Удельная активность в продуктах питания, молоке и питьевой воде Критерий 2 OIL7l-131=1000 Бк/кг OIL7сs-137=200 Бк/кг ДУВ7и31=1000 Бк/кг ДУВ7сs-137=200 Бк/кг У0В7и31=3 Бк/кг У0В7сs-137=200 Бк/кг
Унифицированные значения УОВ1, рассчитанные на основе российских аварийных сценариев, отличаются от ОМ в силу того, что набор сценариев МАГАТЭ включает тяжёлые аварии на реакторах PWR, не рассматриваемые для АЭС Российской Федерации.
Значение УОВ7 для 1311 (3 Бк/кг) существенно меньше значения аналогичного показателя OIL7l-131, что обусловлено спецификой аварийных выбросов при запроектных авариях ЗА-2, ЗА-4 и проектной аварии ПА-2 для российского быстрого реактора БН-800. Вклад 24№ в суммарную активность выброса при ЗА-2 и ЗА-4 составляет 99,9 и 96,6%, при ПА-2 - 99,9%, в отличие от аварийных сценариев, которые можно условно определить, как «йодно-цезиевые» [14]. Содержание 131! в суммарной активности выбросов при ЗА-2, ЗА-4 и ПА-2 не превышает 0,003% [14].
По этой причине базовый критерий 2, установленный для защиты населения, может быть превышен даже при небольших уровнях загрязнения 131! продуктов питания. Таким образом, для того, чтобы критерий 2 соблюдался для всех рассматриваемых аварийных сценариев, включая ЗА-2, ЗА-4 и ПА-2 для БН-800, концентрация 131! не должна превышать 3 Бк/кг (УОВ7м31). Поскольку «натриевые» аварийные сценарии не рассмотрены в документе МАГАТЭ [9], ведущим дозообра-зующим радионуклидом в этих случаях в первый послеаварийный период является 131!, а унифицированный уровень оперативного вмешательства ^Окт) составляет 1000 Бк/кг.
Заключение
Данные по активностям радионуклидов в составе атмосферных выбросов, рассчитанные для сценариев проектных и запроектных аварий на АЭС, обеспечивают возможность решения радиоэкологических задач двух типов.
Первая задача заключается в прогнозировании потенциального радиационного воздействия АЭС на население и объекты окружающей среды, прежде всего, на этапе планирования и строительства. По результатам расчётов можно выполнить радиоэкологическое ранжирование различных АЭС и других ядерно-энергетических объектов. Так, в работе [16] представлены результаты сравнительной оценки реакторных установок на основе аварийных рисков для биоты. Риски рассчитаны с учётом вероятностей реализации аварийных сценариев и радиоэкологических последствий для референтного природного сообщества. Данные по радиоактивным выбросам при постулируемых авариях на АЭС могут быть использованы для оценки возможных последствий для населения и формирования предварительных перечней защитных мероприятий.
Вторая задача, сформулированная в документе МАГАТЭ [9], касается использования данных по составам выбросов при постулируемых авариях для разработки «мониторинговых» уровней оперативного вмешательства. Расчёты этих УОВ базируются на базовых критериях (generic сгКепа), которые представляют, по существу, первичные уровни вмешательства - предельные дозовые нагрузки на человека, обоснованные в нормативно-методической документации. «Мониторинговые» УОВ являются важным элементом экспрессной оценки радиоэкологической ситуации в первый послеаварийный период с использованием данных обследования (мониторинга) загрязнённой территории.
Согласно подходу МАГАТЭ, на основе консервативного обобщения «частных» уровней оперативного вмешательства устанавливаются унифицированные УОВ для каждого мониторингового показателя. Как отмечено выше, унифицированные УОВ, охватывающие все возможные сценарии, являются для некоторых аварийных ситуаций избыточно жёсткими, по сравнению с «частными» УОВ. В этой связи следует подчеркнуть значимость конкретизированных УОВ, для установления которых необходимы данные по составу фактического аварийного выброса в результате сформировавшейся аварийной ситуации. Такие расчёты могут быть оперативно выполнены непосредственно после аварии при наличии соответствующего расчётного инструментария.
Результаты расчёта обобщённых «мониторинговых» УОВ на основе данных по составам выбросов при постулируемых авариях на российских АЭС отличаются от значений ОИэ, рекомендованных МАГАТЭ [9]. Это обусловлено спецификой радионуклидного состава выбросов при запроектных авариях на реакторах БН-800 с натриевым теплоносителем. Таким образом, при установлении унифицированных уровней оперативного вмешательства для российских АЭС следует учитывать аварийные сценарии для всех типов реакторов.
Литература
1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы. М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2009. 100 с.
2. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03). Санитарные правила и гигиенические нормативы СанПин 2.6.1.24-03. М.: Минздрав России, 2003. 41 с.
3. Алексахин Р.М., Булдаков Л.А., Губанов В.А., Дрожко Е.Г., Ильин Л.А., Крышев И.И., Линге И.И., Романов Г.Н., Савкин М.Н., Сауров М.М., Тихомиров Ф.А., Холина Ю.Б. Крупные радиационные аварии: последствия и защитные меры /под общей ред. Л.А. Ильина и В.А. Губанова. М.: ИздАт, 2001. 752 с.
4. Fesenko S.V., Alexakhin R.M., Balonov M.I., Bogdevitch I.M., Howard B.J., Kashparov V.A., Sanzharova N.I., Panov A.V., Voigt G., Zhuchenka Yu.M. An extended critical review of twenty years of countermeasures used in agriculture after the Chernobyl accident //Sci. Total Environ. 2007. V. 383, N 1-3. P. 1-24.
5. Preparedness and response for a nuclear or radiological emergency. IAEA Safety Standards Series No. GS-R-2. Vienna: IAEA, 2002. 72 p.
6. Arrangements for preparedness for a nuclear or radiological emergency. IAEA Safety Standards Series No. GS-G-2.1. Vienna IAEA, 2007. 145 p.
7. Criteria for use in preparedness and response for a nuclear or radiological emergency. IAEA Safety Standards Series No. GSG-2. Vienna: IAEA, 2011. 91 p.
8. Preparedness and response for a nuclear or radiological emergency. IAEA Safety Standards Series No. GSR Part 7. Vienna: IAEA, 2015. 102 p.
9. Operational intervention levels for reactor emergencies and methodology for their derivation. Vienna: IAEA,
2017. 160 p.
10. Кавецкий А.С., Николаенко Е.В. Оценка действующих уровней вмешательства для защиты населения Республики Беларусь в случае радиационной аварии на АЭС //Здоровье и окружающая среда.
2018. № 28. С. 49-53.
11. Ievdin I., Trybushnyi D., Zheleznyak M., Raskob W. RODOS re-engineering: aims and implementation details //Radioprotection. 2010. V. 45, N 5 (Suppl.). P. S181-S189.
12. Микаилова Р.А., Спиридонов С.И. Оценка уровней оперативного вмешательства для защиты населения при авариях на АЭС с различными типами реакторов //Современные проблемы радиобиологии, радиоэкологии и агроэкологии: сб. докладов IV Международной молодежной конференции, 22-24 сентября 2021 г. Обнинск: ФГБНУ ВНИИРАЭ, 2021. С. 140-143.
13. Обоснование инвестирования в строительство атомной электростанции в Республике Беларусь. Книга 11. Оценка воздействия на окружающую среду. 1588-ПЗ-ОИ4. Часть 8. Отчёт об ОВОС. Часть 8.3. Оценка воздействия АЭС на окружающую среду. Минск: БЕЛНИПИЭНЕРГОПРОМ, 2010. 137 с.
14. Обоснование инвестирования в строительство атомной электростанции в Республике Беларусь. Этап 4. Оценка воздействия на окружающую среду. 1588-ПЗ-ОИ4. Книга 4. Раздел 9. Характеристика окружающей среды и оценка воздействий на неё БелАЭС. Минск: БЕЛНИПИЭНЕРГОПРОМ, 2009. 209 с.
15. Оценка воздействия на окружающую среду. Том 1. Книга 2. БЛ.4-0-0-ОВОС-001/2. Санкт-Петербург: СПбАЭП, 2012. 423 с.
16. Спиридонов С.И., Микаилова Р.А. Ранжирование реакторных установок на основе оценки потенциального радиационного воздействия на природную среду //Радиационная биология. Радиоэкология. 2020. Т. 60, № 5. С. 541-549.
Evaluation of the operational intervention levels for radiation protection of the public based on the emergency scenarios at Russian nuclear power plants
Spiridonov S.I., Mikailova R.A., Fesenko S.V.
Russian Institute of Radiology and Agroecology, Obninsk
The paper presents a brief analysis of indicators designed to assess the radioecological situation in the acute period after a nuclear accident and to apply protective measures. Authors described an approach to the evaluation of operational intervention levels (OILs) for the protection of the members of the public recommended by the IAEA. The OILs for the indicators "ambient dose rate" and "concentration of 131I and 137Cs" have been calculated based on the emergency scenarios for Russian NPPs. The input data included the information about the radioactive releases to the atmosphere due to design-based and beyond design-based accidents at NPPs with reactors VVER-1000, VVER-1200, RBMK-1000 and BN-800. The excess in the calculated "monitoring" operational intervention levels means the exceeding the dose criteria for protecting the public, which requires the implementation of protective measures. The generalization of the OILs calculated for each emergency scenario on a conservative basis resulted in an establishment of generalized (unified) OILs. The values of the latter differ from the values of similar indicators recommended by the IAEA, which is due to the specific nature of the radionuclide composition of releases from beyond design basis accidents at sodium-cooled BN-800 reactors. The paper shows the significance of the OILs established in the first period after the accident based on data on actual accidental releases using the appropriate calculation tools. The conclusion is that it is necessary to consider accident scenarios for all types of reactors when calculating generalized OILs for Russian NPPs.
Key words: nuclear power plants, nuclear emergency scenarios, operational intervention levels, radionuclide releases, public exposure dose, protective measures, radioecological monitoring, ambient dose rate, concentration of radionuclides in food products, fast breeder reactors.
References
1. Radiation safety standards (NRB-99/2009). Sanitary and epidemiological rules and regulations. Moscow, Federal Center for Hygiene and Epidemiology of Rospotrebnadzor, 2009. 100 p. (In Russian).
2. Sanitary rules for the design and operation of nuclear power plants (SP AS-03). Sanitary rules and hygiene standards SanPin 2.6.1.24-03. Moscow, Ministry of Health of Russia, 2003. 41 p. (In Russian).
3. Aleksakhin R.M., Buldakov L.A., Gubanov V.A., Drozhko E.G., Il'in L.A., Kryshev I.I., Linge I.I., Romanov G.N., Savkin M.N., Saurov M.M., Tikhomirov F.A., Kholina Yu.B. Large-scaled radiation accidents: consequences and protective measures. Eds.: L.A. Il'in, V.A. Gubanov. Moscow, IzdAt, 2001. 752 p. (In Russian).
4. Fesenko S.V., Alexakhin R.M., Balonov M.I., Bogdevitch I.M., Howard B.J., Kashparov V.A., Sanzharova N.I., Panov A.V., Voigt G., Zhuchenka Yu.M. An extended critical review of twenty years of countermeasures used in agriculture after the Chernobyl accident. Sci. Total Environ., 2007, vol. 383, no. 1-3, pp. 1-24.
5. Preparedness and response for a nuclear or radiological emergency. IAEA Safety Standards Series No. GS-R-2. Vienna, IAEA, 2002. 72 p.
6. Arrangements for preparedness for a nuclear or radiological emergency. IAEA Safety Standards Series No. GS-G-2.1. Vienna, IAEA, 2007. 145 p.
7. Criteria for use in preparedness and response for a nuclear or radiological emergency. IAEA Safety Standards Series No. GSG-2. Vienna, IAEA, 2011. 91 p.
8. Preparedness and response for a nuclear or radiological emergency. IAEA Safety Standards Series No. GSR Part 7. Vienna, IAEA, 2015. 102 p.
Spiridonov S.I.* - Chief Researcher, D. Sc., Biol., Prof.; Mikailova R.A. - Researcher; Fesenko S.V. - Chief Researcher, D. Sc., Biol., Prof. RIRAE.
•Contacts: 109 km, Kievskoe sh., Obninsk, Kaluga region, Russia, 249032. Tel.: +7 (484) 399-69-67; e-mail: spiridonov.si@gmail.com.
9. Operational intervention levels for reactor emergencies and methodology for their derivation. Vienna, IAEA, 2017. 160 p.
10. Kavetski A.S., Nikalayenka E.V. Estimation of operational intervention levels for protection of the population of the Republic of Belarus in the case of radiation accident at NPP. Zdorov'ye i okruzhayushchaya sreda -Health and Environment, 2018, no. 28, pp. 49-53. (In Russian).
11. Ievdin I., Trybushnyi D., Zheleznyak M., Raskob W. RODOS re-engineering: aims and implementation details. Radioprotection, 2010, vol. 45, no. 5 (Suppl.), pp. S181-S189.
12. Mikailova R.A., Spiridonov S.I. Evaluation of operational intervention levels for radiation protection of the members of public due to the emergencies at NPP with different reactor types. Topic issues of radiobiology, radioecology and agroecology: Proc. of the 4th International Youth Conference. Obninsk, RIRAE, 2021, pp. 140-143. (In Russian).
13. Substantiation for investing in the construction of a nuclear power plant in the Republic of Belarus. Book 11. Environmental impact assessment. 1588-PZ-OI4. Part 8. EIA Report. Part 8.3. Assessment of the impact of NPP on the environment. Minsk, BELNIPIENERGOPROM, 2010, 137 p. (In Russian).
14. Substantiation for investing in the construction of a nuclear power plant in the Republic of Belarus. Stage 4. Environmental impact assessment. 1588-PZ-OI4. BOOK 4. Section 9. Characteristics of the environment and assessment of the impact on it by BelNPP. Minsk, BELNIPIENERGOPROM, 2009. 209 p. (In Russian).
15. Environmental impact assessment. Volume 1. Book 2. BL.4-0-0-OVOS-001/2, St. Petersburg, SPbAEP, 2012. 423 p. (In Russian).
16. Spiridonov S.I., Mikailova R.A. Ranking of reactor facilities based on the assessment of potential radiation impact on the environment. Radiatsionnaya biologiya. Radioekologiya - Radiation Biology. Radioecology, 2020, vol. 60, no. 5, pp. 541-549. (In Russian).
