Радиоэкологическая оценка реакторных установок на основе сценариев проектных и запроектных аварий

На 11 атомных электростанциях России эксплуатируются 37 энергоблоков суммарной установленной мощностью 29,5 ГВт. К реакторам большой мощности относятся 22 ВВЭР (4 ВВЭР-1200, 13 ВВЭР-1000 и 5 ВВЭР-440), 8 энергоблоков с канальными реакторами РБМК-1000 и 2 реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-600 и БН-800. Кроме того, в настоящее время функционируют 3 энергоблока с реакторами типа ЭГП-6 мощностью 12 Мвт на Билибинской АЭС и 2 реакторные установки в составе плавучей атомной теплоэлектростанции.

К инновационным установкам поколения 3+, имеющим улучшенные технико-экономические показатели, относятся реакторы на тепловых нейтронах ВВЭР-1200. В рамках развития водо-водяных реакторов разрабатывается ВВЭР-ТОИ – проект двухблочной АЭС с реактором ВВЭР-1300. Следует отметить, что в настоящее время вся «линейка» функционирующих в России водо-водяных реакторов входит в состав Нововоронежской АЭС – от ВВЭР-440, работающего с 1972 г., до ВВЭР-1200, введённых в эксплуатацию в 2016 и 2019 гг. В качестве перспективных рассматриваются реакторы на быстрых нейтронах БН-1200, разрабатываемые с учётом опыта эксплуатации БН-600 и БН-800, а также быстрые реакторы со свинцовым теплоносителем – строящийся на площадке Сибирского химического комбината БРЕСТ-ОД-300 и планируемый БР-1200.

При разработке и внедрении новых реакторных установок, ядерных технологий и топливных циклов большое внимание уделяется обоснованию радиационной и экологической безопасности. В условиях многофакторного воздействия АЭС и других объектов ядерного топливного цикла на окружающую среду, повышенное внимание общественности приковано к радиационному фактору, специфичному для ядерного энергопроизводства [1]. Работа атомных станций в штатном режиме является «по определению» безопасной для населения и биоты при условии соблюдения правил эксплуатации, радиационных нормативов и дозовых квот [2, 3]. В то же время, АЭС представляют собой потенциальные источники радиоактивных выбросов в случае нештатных и аварийных ситуаций, причинами которых могут быть природные катаклизмы и человеческий фактор. Согласно классификации МАГАТЭ, радиационные аварии выделены в отдельную группу наряду с плановыми и существующими радиоэкологическими ситуациями [4].

При проектировании АЭС с различными реакторами разрабатываются сценарии проектных и запроектных аварий, характеризуемые вероятностями аварийных событий и активностями радионуклидов в составе выбросов. Эта информация может быть использована для сравнительной радиоэкологической оценки реакторов разных поколений и типов на основе обобщённых показателей. Такая оценка выполнена для референтного природного объекта – древесного яруса лесной экосистемы, обладающего высокой радиочувствительностью и повышенной способностью к задерживанию поступающих из атмосферы радионуклидов [5]. Наиболее безопасен для биоты (в сравнении с рядом зарубежных и российских реакторных установок) реактор ВВЭР-1200 поколения 3+.

Цель работы, результаты которой представлены в настоящей статье, – оценка и ранжирование реакторных установок АЭС Российской Федерации как источников потенциальной радиационной опасности для населения на основе сценариев постулируемых аварий с использованием комплексных показателей (обобщённых аварийных рисков).

Материалы и методы

Методологические аспекты. Основные этапы оценки обобщённого аварийного риска для населения на основе информации, характеризующей разработанные для реакторных установок сценарии постулируемых аварий, представлены на рис. 1. В рамках первого этапа рассчитывается динамика дозовых нагрузок для каждого сценария на основе данных о высоте выброса и активностях радионуклидов в его составе. В качестве расчётного инструмента целесообразно использовать систему RODOS, аккумулирующую миграционные и дозиметрические модели для оценки дозовых нагрузок на население по всем путям облучения [6].

Модели параметризуются на основе характеристик сезона и погодных условий во время выброса; данных о компонентах экосистем (почва, сельскохозяйственные растения и животные); показателей, отражающих интенсивность переноса радионуклидов; рационов питания населения; дозовых коэффициентов. Для решения задачи по сравнительной радиоэкологической оценке реакторных установок все сценарные расчёты следует выполнять при фиксированных значениях метеорологических и радиоэкологических параметров. В противном случае наложение региональных условий может повлиять на результаты ранжирования реакторов как потенциальных источников аварийных выбросов.

На втором этапе оцениваются показатели, позволяющие сопоставить рассчитанные дозовые нагрузки со значениями дозовых критериев (нормативов). При этом можно учитывать пространственное распределение дозовых нагрузок и оценить площадь загрязнённой территории с превышением норматива, как это сделано для лесных насаждений [7]. Другой метод – оценка индексов радиационного воздействия (RIF), представляющих собой отношение максимальной дозовой нагрузки к значению дозового критерия [8]. Ранее выполненные оценки для биоты продемонстрировали совпадение итоговых результатов ранжирования реакторов, несмотря на некоторое различие в значениях обобщённых показателей, рассчитанных «точечным» консервативным и «пространственным» методами [5, 7].

Рис. 1. Схематичное представление подхода к оценке обобщённого аварийного риска воздействия реакторной установки на население.

Аварийные дозовые критерии представлены в разделе «Требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии» Норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009) [2]. Следует отметить, что значения этих критериев зависят от времени, прошедшего после аварийного выброса (10 сут, 1 год и т.д.); облучаемого объекта («всё тело», щитовидная железа и т.д.); степени необходимости реализации мер защиты (А, Б). При оценке RIF представляется целесообразным выбирать дозовые критерии уровня Б, при превышении которых выполнение защитных мер является безусловным, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.

На третьем этапе для рассматриваемой реакторной установки рассчитывается итоговый комплексный показатель – обобщённый аварийный риск (ОАР), согласно определению, представленному в глоссарии МАГАТЭ [9]:

ОАР = XtPfCt, где pi – вероятность реализации i-го аварийного сценария; Ci – характеристика последствий реализации i-го аварийного сценария.

Как отмечено выше, в качестве характеристики последствий аварии ( C i ) можно рассматривать индекс радиационного воздействия ( RIF ), рассчитанный как отношение максимальной дозовой нагрузки на население к дозовому критерию.

Характеристики аварийных сценариев. Для сравнительной оценки обобщённых аварийных рисков использовали доступные данные по сценариям проектных (ПА) и запроектных (ЗПА) аварий на российских АЭС [10-13]. В табл. 1 представлены обобщённые характеристики аварийных сценариев, разработанных для водо-водяных реакторов (ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200) и реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-800. Наибольшее количество сценариев (20) постулировано для ВВЭР-440, включая сценарий запроектной аварии с максимальной суммарной активностью выброса 1,18∙10⁷ ТБк.

Таблица 1 Основные характеристики аварийных сценариев

Реактор	Сценарии	Суммарная активность, ТБк	Высота выброса, м	Тип аварии
ВВЭР-1200	1 2	1,15·102 1,49·104	30 30	ПА ЗПА
	1	2,42·102	25	ПА
ВВЭР-1000	2	4,50·104	25	ЗПА
	3	5,73·104	30	ЗПА
	1	1,89·102	100	ПА
	2	3,52·102	100	ПА
	3	8,73·10-2	100	ПА
БН-800	4 5	8,73·101 3,79·102	100 100	ПА ЗПА
	6	1,18·102	100	ЗПА
	7	2,17·105	100	ЗПА
	8	1,18·101	100	ЗПА
	1	1,51·101	50	ПА
	2	1,98·101	50	ПА
	3	8,49·101	50	ПА
	4	1,15·102	50	ПА
	5	1,48·10-4	120	ПА
	6	2,36·10-4	120	ПА
	7	4,02·10-4	120	ПА
	8	2,12·10-3	120	ПА
	9	7,56	120	ПА
ВВЭР-440	10	1,09·101	120	ПА
	11	1,52·101	120	ПА
	12	3,67·103	120	ЗПА
	13	4,39·104	120	ЗПА
	14	2,85·104	120	ЗПА
	15	3,46·105	120	ЗПА
	16	2,27·105	120	ЗПА
	17	4,59·105	40	ЗПА
	18	1,18·107	40	ЗПА
	19	2,62·103	40	ЗПА
	20	3,59·104	40	ЗПА

В составы аварийных выбросов реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 входят 19, 23 и 40 радионуклидов соответственно. Аналогичный перечень для БН-800 включает 13 радионуклидов. Сценарии, разработанные для водо-водяных реакторов, предусматривают выбросы в атмосферу инертных радиоактивных газов (133Xe, 135Xe, 138Xe, 87Kr, 88Kr и др.), изотопов йода (131I, 132I, 133I, 134I, 135I) и цезия (134Cs, 137Cs). За исключением ВВЭР-440 в выбросах других водо-водяных реакторов присутствуют 90Sr, 103Ru, 106Ru, 140La и 144Ce. В рамках более широкого перечня для ВВЭР-1200 представлены 99Mo, 88Rb, 106Rh, изотопы сурьмы (127Sb, 129Sb), теллура (129Te, 129mTe, 131mTe, 132Te) и другие радионуклиды. Следует подчеркнуть, что аварийные выбросы реактора БН-800, согласно сценариям 1, 2, 6, 7, 8, включают изотопы натрия (22Na и 24Na), вносящие существенный вклад в суммарную активность.

В монографии [14] приведено общее сопоставление вероятностей аварий различной тяжести с уровнями Международной шкалы ядерных и радиологических событий (ИНЕС) [15]. Уровням шкалы ИНЕС с 7-го по 5-й соответствуют события: «Крупная авария», «Серьёзная авария» и «Авария с риском за пределами площадки» с вероятностями <10-7, <10-6 и <10-5 на реакторо-год соответственно.

Для конкретных реакторных установок вероятности проектных и запроектных аварий оцениваются на основе вероятностного анализа безопасности (ВАБ). Так, вероятности реализации аварийных сценариев для реактора ВВЭР-1200, рассчитанные при оценке воздействия на окружающую среду (ОВОС), составляют 10-6 и 10-7 год-1 при ПА и ЗПА [11]. Аналогичные значения вероятностей приняты и при выполнении расчётов обобщённого аварийного риска для реактора ВВЭР-1000. Сравнительный анализ с зарубежными реакторными установками показывает, что для PWR-890 (водо-водяного реактора под давлением, функционирующего в США) вероятности реализации четырёх сценариев постулируемых аварий оцениваются в диапазоне 4∙10-7-2∙10-5 год-1 [16]. Для реактора с водой под давлением третьего поколения EPR-1600 (Великобритания) разработано 17 аварийных сценариев с широким диапазоном вероятностей – 6,5∙10-13-4,8∙10-7 год-1 [17].

Как отмечено в [18], на основе ВАБ разработаны меры по повышению безопасности 3-го и 4-го блоков Нововоронежской АЭС с реактором ВВЭР-440. Вероятность аварии на реакторе этого типа снижена с 1,8∙10-3 до 5,2∙10-5 год-1. Рассматриваемый показатель для реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-800 составляет, согласно [10], 10-7 год-1. Приведённые в литературных источниках значения вероятностей аварий на различных реакторных установках использованы для реализации подхода к расчёту ОАР (рис. 1).

Результаты и обсуждение

На основе данных, характеризующих все аварийные сценарии для рассматриваемых типов реакторов [10-13], рассчитана годичная динамика эффективной дозы облучения всего тела и дозы, поглощённой щитовидной железой человека. В качестве расчётного инструмента использовалась система RODOS, включающая комплекс миграционно-дозиметрических моделей для оценки дозовых нагрузок на население по всем путям облучения [6].

В рамках решения задачи сравнительной оценки и радиоэкологического ранжирования реакторных установок значения метеорологических и радиоэкологических параметров для всех аварийных сценариев принимались одинаковыми. Так, была задана категория устойчивости атмосферы D (нейтральные условия), скорость ветра на высоте флюгера принята равной 2 м/с. Значения параметров миграции радионуклидов в сельскохозяйственных цепочках соответствовали данным по континентальной Европе из набора параметров RODOS [19], а рационы питания населения были взяты из [20].

Расчёты выполнены на основе точечного консервативного подхода [21], согласно которому оценивается максимальная дозовая нагрузка, зафиксированная в «точке», приближённой к границе промплощадки на оси радиоактивного следа. На рис. 2 представлена динамика накоплен- ной дозы облучения всего тела человека и щитовидной железы для наиболее тяжёлых сценариев запроектных аварий на каждом из рассматриваемых типов реакторов. К ним относятся сценарии 18, 3, 2, и 7 для ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 и БН-800 соответственно (табл. 1). Значения дозовых нагрузок на население при указанных запроектных авариях существенным образом различаются, что обусловлено суммарными активностями выбросов и их радионуклидными составами.

ВВЭР-440 (18)            БН-800 (7)            ВВЭР-1200 (2)            ВВЭР-1000 (3)

ВВЭР-440 (18)            БН-800 (7)            ВВЭР-1200 (2)            ВВЭР-1000 (3)

Рис. 2. Динамика максимальной дозовой нагрузки на всё тело человека (А) и на щитовидную железу (Б) для наиболее тяжёлых сценариев запроектных аварий на реакторах ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 и БН-800.

Индексы радиационного воздействия на население (RIF) оценены на втором этапе реализации методологического подхода как отношения максимальных дозовых нагрузок к величинам дозовых критериев. В качестве последних выбраны значения критериев уровня Б (безусловное выполнение) для принятия решения об эвакуации населения в начальном периоде радиационной аварии. К таким значениям относятся: доза облучения всего тела 500 мГр и дозовая нагрузка на щитовидную железу 5000 мГр, накопленные за 10 сут после выброса [2]. Кроме того, при выполнении оценок RIF использовано значение критерия для годичного периода (500 мЗв), при превышении которого необходимо провести отселение населения, проживающего на загрязнённой территории [2]. Значения RIF для населения, рассчитанные на основе трёх выбранных критериев, представлены в табл. 2.

Таблица 2

Значения индекса радиационного воздействия на население, оценённые на основе различных критериев [2] для рассматриваемых сценариев постулируемых аварий на реакторах различного типа

Реактор	Сценарии	Дозовый критерий
		Всё тело, 10 сут	Щитовидная железа, 10 сут	Всё тело, первый год
ВВЭР-1200	1 2	5,69·10-5 4,89·10-2	9,77·10-5 8,55·10-2	8,94·10-4 5,87·10-1
ВВЭР-1000	1 2 3	3,58·10-4 7,02·10-2 1,73·10-1	6,92·10-4 7,27·10-2 2,83·10-1	1,09·10-3 4,17 3,66
БН-800	1 2 3 4 5 6 7 8	2,71·10-8 2,84·10-9 1,69·10-8 <10-11 <10-11 1,05·10-5 5,13·10-4 1,2·10-5	2,64·10-9 1,78·10-10 3,30·10-8 <10-11 <10-11 7,19·10-7 3,10·10-4 1,17·10-6	3,22·10-6 2,84·10-9 3,18·10-8 <10-11 <10-11 1,27·10-4 4,45·10-2 1,33·10-3
ВВЭР-440	1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20	7,73·10-4 1,18·10-3 1,46·10-3 9,26·10-3 <10-11 <10-11 <10-11 <10-11 9,87·10-6 1,47·10-5 3,43·10-5 9,29·10-2 6,49·10-1 2,59·10-2 5,19 2,07·10-1 2,15·101 3,00·102 1,06·10-1 7,34·10-1	7,73·10-5 1,18·10-4 1,46·10-4 9,26·10-4 <10-11 <10-11 <10-11 <10-11 9,87·10-7 1,47·10-6 3,43·10-6 9,29·10-3 1,26 5,02·10-2 1,01·101 4,01·10-1 4,14·102 5,79·102 2,04·10-1 1,42	1,50·10-3 2,29·10-3 2,86·10-3 1,76·10-2 <10-11 <10-11 <10-11 <10-11 2,43·10-5 3,59·10-5 6,99·10-5 3,08·10-1 1,86 7,43·10-2 1,49·101 5,94·10-1 7,87·101 9,31·102 3,87·10-1 2,28

Анализ данных, приведённых в табл. 2, показывает, что при реализации сценариев проектных и запроектных аварий на реакторах ВВЭР-1200 и БН-800 ни одно из значений рассматриваемых дозовых критериев не будет превышено. Из этого следует отсутствие необходимости как эвакуации населения в острый послеаварийный период, так и планового отселения людей, проживающих на загрязнённой территории, согласно «годичному» критерию.

При постулируемых авариях на реакторе ВВЭР-1000 максимальные дозы облучения всего тела и щитовидной железы человека не достигают значений критериев для принятия неотложных решений в острый период. Однако дозовая нагрузка, сформированная за первый послеаварий- ный год, для сценариев 2 и 3 превышает критическое значение 500 мЗв, вследствие чего возникает вопрос о применении такой защитной меры, как отселение.

Наибольшее количество тяжёлых запроектных аварий зафиксировано для реактора ВВЭР-440 – сценарии 13, 15, 17, 18 и 20 (табл. 2). Для сценариев 15, 17 и 18 намного (от одного до трёх математических порядков) превышены все значения рассматриваемых критериев. В этих случаях необходима немедленная эвакуация населения с загрязнённой территории. Для сценариев 13 и 20 наблюдается превышение одного из критериев для острого послеаварийного периода – дозовой нагрузки на щитовидную железу, что также требует применения в качестве меры защиты эвакуации населения. Следует подчеркнуть, что оценки выполнены в рамках консервативного подхода на основе максимальных дозовых нагрузок на оси радиоактивного следа. Для определения площадей территорий, на которых должны внедряться защитные мероприятия, необходимы более детализированные оценки с учётом пространственного распределения плотностей радиоактивного загрязнения и дозовых нагрузок на население.

Сравнительная оценка реакторных установок как источников потенциальной опасности для населения выполнена на основе комплексного показателя – обобщённого аварийного риска. Этот показатель позволяет сопоставить реакторы «в целом», поскольку при расчёте этого показателя рассматриваются все сценарии постулируемых аварий с учётом вероятностей их реализации и активностей радионуклидов в составе атмосферных выбросов. На рис. 3 представлены значения ОАР, рассчитанные с использованием индексов радиационного воздействия (табл. 2), оценённых для острого периода (10 сут после аварии) и первого года после аварии.

1,0E-01

1,0E-02

1,0E-03

1,0E-04

1,0E-05

1,0E-06

1,0E-07

1,0E-08

1,0E-09

1,0E-10

1,0E-11

Рис. 3. Обобщённые аварийные риски для реакторных установок, оценённые с использованием дозовых критериев для острого периода (1 – всё тело, 2 – щитовидная железа) и первого года после аварии (3).

Наиболее безопасными для населения, согласно ранжированию по показателю ОАР, являются реактор ВВЭР-1200, относящийся к поколению 3+, и реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-800. Следует отметить повышение уровня безопасности в линейке водо-водяных реакторов по мере совершенствования ядерно-энергетических технологий.

Проект реактора БН-800, выведенный на полную мощность в составе Белоярской АЭС в 2022 г., также предусматривает дополнительные (по сравнению с БН-600) системы безопасности.

Заключение

Оценка ядерно-энергетических объектов как источников потенциальной опасности для населения и биоты является неотъемлемым элементом их радиоэкологического обоснования. Разработана методика такой оценки с использованием характеристик сценариев постулируемых (проектных и запроектных) аварий на реакторных установках различных типов. В рамках реализации методики для реакторов российских атомных электростанций выполнен комплекс работ, включающий следующие этапы:

• -    прогноз динамики дозовых нагрузок на население на основе консервативного подхода для каждого аварийного сценария;

• -    оценка индексов радиационного воздействия на население с использованием дозовых критериев для острого и среднесрочного периода, представленных в нормативной документации;

• -    ранжирование реакторных установок по показателю, обобщающему характеристики совокупностей аварийных сценариев, включая вероятности их реализации, высоты радиоактивных выбросов, активности дозообразующих радионуклидов.

Итоговые результаты сравнительной оценки на основе комплексного показателя продемонстрировали тенденцию к снижению потенциальной радиоэкологической опасности российских реакторов для населения. Наименьшие значения обобщённого аварийного риска характерны для перспективного водо-водяного реактора ВВЭР-1200 и реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-800. Следует отметить, что проект АЭС с инновационным быстрым реактором со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 также предусматривает исключение аварий с радиационными последствиями, требующими эвакуации или отселения населения [22].

Промежуточные результаты, полученные при выполнении первых двух этапов, могут быть использованы для дальнейших исследований в двух направлениях:

• -    для анализа радиоэкологических последствий радиационных аварий на реакторах различных типов («прямая» оценка);

• -    для разработки мониторинговых уровней оперативного вмешательства (УОВ) для каждого аварийного сценария с серьёзными радиоэкологическими последствиями.

Так, для наиболее «жёстких» аварийных сценариев целесообразно выполнить детализированное прогнозирование распределений дозовых нагрузок и индексов радиационного воздействия по территории радиоактивных следов с учётом разнообразия метеорологических условий. Эта информация даст возможность оценить необходимость защитных мероприятий и выполнить предварительное планирование контрмер для острого периода. Предложенный методический подход можно реализовать, опираясь на другие аварийные дозовые критерии (в том числе, уровня А), представленные в НРБ-99/2009 [2]. Результаты прогнозирования на основе системы RODOS позволят обосновать мониторинговые УОВ с учётом дозовых нагрузок на население по всем путям облучения в дополнение к оценкам [23], выполненным по методике МАГАТЭ [24].

В дальнейшем при расчёте дозовых нагрузок на население и разработке УОВ следует учесть местоположение АЭС и значения региональных радиоэкологических параметров. Использование региональной информации позволит развить подход к оценке радиоэкологического аварийного риска и конкретизировать прогностические расчёты. В заключение следует отметить, что представленный подход можно применять при решении радиоэкологических задач для непредвиденных аварийных ситуаций, не укладывающихся в рамки постулируемых аварий. Необходимым условием этого является наличие данных по активностям радионуклидов в составах выбросов (направление «прямой» оценки) или вкладов отдельных радионуклидов в суммарную активность («направление УОВ»).