Выбор маршрутов транспортирования ОЯТ Билибинской АЭС на основе оценки радиационных рисков

Е.В. Суворова, А.В. Хаперская (Госкорпорация «Росатом»), А.А. Строганов, А.В. Курындин, А.С. Шаповалов (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), А.В. Деткина, О.П. Баринков, А.Н. Дорофеев (ООО НПФ «Сосны»)

Журнал "Безопасность ядерных технологий и окружающей среды", №3-4, 2013

PDF версия

В связи решением об окончании эксплуатации Билибинской АЭС с 2019 года планируется начать перевод ее реакторов в режим окончательного останова. В рамках федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» в 2011 году специалистами НПФ «Сосны» разработана технология подготовки ОЯТ Билибинской АЭС к вывозу на переработку или на захоронение, обоснована ее безопасность. Некоторые итоги и перспективы обращения с ОЯТ Билибинской АЭС описывались в статье «Промежуточные итоги и перспективы обращения с ОЯТ Билибинской АЭС» («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №3-2012). В качестве окончательной стадии обращения с этим ОЯТ Госкорпорацией «Росатом» выбрана переработка на ФГУП «ПО «Маяк». Для выбора маршрута, видов транспорта и транспортных упаковочных комплектов (ТУК) необходимо оценить и сравнить радиационные риски, которые могут возникнуть в процессе осуществления данной деятельности.
По результатам проведенных технико-экономических исследований выбраны два основных маршрута перевозки ОЯТ: «морской» (с использованием морского, автомобильного, железнодорожного транспорта) и «воздушный» (с использованием воздушного, автомобильного и железнодорожного транспорта). Для «воздушного» маршрута рассматривалось использование двух типов упаковки ОЯТ – B(U) и С.
Возможность создания упаковки типа С для авиаперевозки радиоактивных материалов подтверждена опытом проектирования, создания и использования ТУК-145/С. Упаковка успешно использована при вывозах в 2013 году облученного топлива исследовательских реакторов из Вьетнама и Венгрии в рамках программы RRRFR.
Расчеты радиационных рисков транспортирования ОЯТ с Билибинской АЭС выполнялись специалистами НПФ «Сосны» совместно с ФБУ «НТЦ ЯРБ» с использованием программы Intertran-2, рекомендованной для применения руководством по безопасности РБ-039-07 и разработанной в рамках координированной исследовательской программы МАГАТЭ «Методы вероятностного анализа безопасности применительно к безопасному транспортированию радиоактивных материалов».
Основными исходными данными для расчетов явились:
– протяженность маршрутов транспортирования ОЯТ по участкам;
– годовые темпы предполагаемого вывоза ОЯТ различными видами транспорта;
– технические характеристики ТУК;
– характеристики ОЯТ (состав и активность радионуклидов);
– количество упаковок, единовременно размещаемых на транспортных средствах;
– продолжительность транспортирования ОЯТ на каждом из участков маршрута;
– режим движения и состав транспортных средств, количество возможных остановок в пути;
– количество персонала, участвующего в транспортировании ОЯТ;
– плотность населения на различных участках маршрутов;
– число возможных аварий на 1 км пути [1, 2];
– категории тяжести аварии и доля возможных аварий при транспортировании с заданной категорией тяжести [3], которые предварительно были приведены в соответствие с классификацией НП-053-04 [4];
– доля выхода радионуклидов из упаковок в зависимости от категории тяжести аварии.

МЕТОДЫ ОЦЕНКИ РАДИАЦИОННЫХ РИСКОВ

Для оценки радиационных рисков транспортирования ОЯТ использовалось два подхода. Первый основан на определении радиационного риска по НРБ-99/2009 [5] как вероятности возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения. Для нормальных условий транспортирования ОЯТ рассчитывались максимальные индивидуальные эффективные дозы облучения персонала и населения, а затем для определения максимальных индивидуальных радиационных рисков полученные значения умножались на усредненный коэффициент риска, равный 0,05 Зв^-1 в соответствии с п.2.3 НРБ-99/2009. Полученные значения сравнивались с установленными НРБ-99/2009 пределами индивидуального пожизненного риска (1*10^-3 для персонала группы А, 2,5*10^-4 для персонала группы Б, 5*10^-5 для населения).
Для условий потенциального аварийного облучения оценивалась сумма произведений максимальных индивидуальных эффективных доз на соответствующие значения вероятностей неблагоприятных событий и на усредненный коэффициент риска, равный 0,05 Зв^-1. Полученные значения сравнивались с установленными пределами обобщенного риска (для персонала 2*10^-4 год^-1, для населения 1*10^-5 год^-1). Важно отметить, что область применения такого подхода ограничена эффективной дозой 500 мЗв.
Второй подход основан на определении риска, которое принято МАГАТЭ и реализовано в программе Intertran 2: «риск – это произведение вероятности события на его последствия». Для транспортирования ОЯТ в нормальных и аварийных условиях эксплуатации под последствиями понимаются коллективные эффективные дозы (чел.-Зв) различных групп населения и персонала, которые могут подвергнуться воздействию радиационного излучения от содержимого транспортных упаковок.

РЕЗУЛЬТАТЫ ОЦЕНКИ РАДИАЦИОННЫХ РИСКОВ

В нормальных условиях при транспортировании ОЯТ Билибинской АЭС на переработку по всем рассмотренным маршрутам, с использованием всех указанных видов транспорта и ТУК рассчитанные радиационные риски для персонала и населения не превышают годовые пределы радиационных рисков, установленные в НРБ-99/2009.
На основании полученных данных о последствиях потенциальных аварий сделан вывод о возможности безопасного (в рамках требований НРБ-99/2009 и НП-053-04) транспортирования ОЯТ в упаковках типа B(U) по «морскому» маршруту. В этом случае годовой обобщенный радиационный риск облучения составляет 5,1*10^-7, что составляет чуть более 5% от предельного значения для населения. При транспортировании ОЯТ в упаковках типа B (U) по «воздушному» маршруту максимальный радиационный риск аварийного облучения будет равен 4,82*10^-6 (около 50% от предельного значения для населения).
При авиаперевозке ОЯТ в упаковках типа С обобщенный радиационный риск аварийного облучения будет минимальным по сравнению с другими предложенными вариантами транспортирования – 3,01*10^-7, что значительно меньше пределов, установленных НРБ-99/2009.
Коллективные эффективные дозы, полученные при расчете по программе Intertran 2 для нормальных условий транспортирования, составляют 0,19 чел.-Зв для транспортировки ОЯТ в упаковке типа B(U) по воздушному маршруту; 0,113 чел.-Зв по морскому маршруту; 0,075 чел.-Зв в упаковке типа C по воздушному маршруту.
Произведения коллективных эффективных доз различных групп населения и персонала при аварии на вероятность аварии (или риски для населения и персонала) приведены в таблице 2. Указанные значения рассчитаны по программе Intertran 2 с использованием дозовых коэффициентов из 26-й публикации МКРЗ [6], а также с использованием дозовых коэффициентов в соответствии с НРБ-99/2009 [5].

***

Таким образом, на основе анализа результатов расчетов рекомендован «воздушный» маршрут перевозки ОЯТ Билибинской АЭС. Наиболее предпочтительной с точки зрения безопасности является авиаперевозка ОЯТ в упаковке типа С.

Литература:

1. Методические указания о порядке осуществления надзора за обеспечением радиационной безопасности при выводе из эксплуатации, транспортировании и передаче на долговременное хранение радиоизотопных термоэлектрических генераторов: РД 10-04-2006. – утв. 01.02.2007.
2. Hoffmann, H. H., Skoff, G. & Berg, H.P. Probabilistic safety analysis of external events in German nuclear power plants. // Transactions of the 14th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 14), France, Lyon, 1997.– Vol. 10.– 87 – 94.
3. Radiation protection programmes for the transport of radioactive material safety guide. Safety Guide. IAEA Safety Standards Series No. TS-G-1.3. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2007.
4. Обеспечение безопасности при транспортировании радиоактивных материалов (справочный материал к правилам безопасности при транспортировании радиоактивных материалов, НП-053-04): РБ-039-07.– М., 2007.
5. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). СанПин 2.6.1.2523-09. – М., 2009. – 61 с.
6 Радиационная защита. Рекомендации МКРЗ. Публикация 26 . – М.: Атомиздат, 1978.