Сравнительная радиоэкологическая оценка реакторов ВВЭР-1200 и APR-1400 в рамках планирования Казахстанской АЭС

Экологическая безопасность объектов ядерного топливного цикла (ЯТЦ) является неотъемлемым условием стратегического планирования в атомной отрасли. Объекты ЯТЦ оказывают многофакторное воздействие на окружающую среду. Однако повышенное внимание общественности обращено на радиационный фактор, сопровождающий ядерное энергопроизводство [1].

В рамках национальной программы развития ядерной энергетики Республики Казахстан (РК) планируется строительство атомной электростанции, что связано с потребностью в надёжных и экологически чистых источниках электроэнергии. На этапе выбора реакторных установок, кроме российского ВВЭР-1200, рассматривались реакторы HPR-1000, APR-1400 и EPR-1200, предлагаемые зарубежными корпорациями – китайской CNNC, южнокорейской KHNP и французской EDF. В 2025 г. принято решение о строительстве Казахстанской АЭС с реактором ВВЭР-1200. Среди широкого спектра критериев можно выделить радиоэкологическую аргументацию в пользу принятого решения и, возможно, представляющую интерес для дальнейшего развития ядерной энергетики в РК.

Важным элементом проектирования атомных станций наряду с проработкой технологических, технических и экономических аспектов является анализ радиационного воздействия АЭС на население. Поступление радионуклидов в окружающую среду в условиях штатной эксплуатации АЭС, в том числе и с рассматриваемыми типами реакторов, при соблюдении нормативных требований не представляет опасности для населения. В то же время нельзя сбрасывать со счетов потенциальные аварийные ситуации на АЭС, приводящие к неконтролируемым радиоактив-

Спиридонов С.И.* – гл. науч. сотр., д.б.н., проф.; Микаилова Р.А. – науч. сотр. НИЦ «Курчатовский институт». Мукушева М.К. – директор. Астанинский филиал РГП «Национальный ядерный центр РК».

ным выбросам. Следует подчеркнуть чрезвычайно малую вероятность возникновения такого рода ситуаций. Так, согласно [2], вероятности реализации сценариев проектной и запроектной аварии на ВВЭР-1200 составляют 10-6 и 10-7 (реактор-год)-1 соответственно.

Тем не менее, в рамках выбора реакторных технологий целесообразно выполнить сравнительный анализ последствий реализации сценариев аварий, разработанных для реакторов различных типов. В открытых литературных источниках присутствует информация, характеризующая аварийные выбросы для ВВЭР-1200 и APR-1400, входивших в перечень «реакторов-кандидатов» для Казахстанской АЭС. Цель работы, результаты которой представлены в настоящей статье, – оценка доз облучения населения для сценариев аварий на этих реакторах и сравнительная оценка сценариев с использованием радиоэкологических показателей.

Материалы и методы

Методологические аспекты. Согласно методологическому подходу [3], сравнительную радиоэкологическую оценку реакторных установок можно выполнить на основе значений обобщённого аварийного риска (ОАР). Для расчёта этого показателя необходима информация, характеризующая как вероятности реализации аварийных сценариев, так и последствия для населения (дозовые нагрузки, индексы радиационного воздействия). В литературе, посвящённой сценариям постулируемых аварий на реакторе APR-1400, не приводятся вероятности их реализации [4]. По этой причине для сравнительной радиоэкологической оценки ВВЭР-1200 и APR-1400, планируемых к размещению на площадке Казахстанской АЭС, показатель ОАР не применялся.

На первом этапе расчётов в качестве скринингового радиоэкологического показателя рассматривался индекс радиационного воздействия (RIF), представляющий отношение дозовой нагрузки к дозовому критерию [5]. В рамках точечного консервативного подхода [6] оценивались максимальные индексы радиационного воздействия на население (RIF max ) для точки с наибольшей дозовой нагрузкой. Если RIF max <1, то можно говорить об отсутствии необходимости внедрения защитных мероприятий для рассматриваемого аварийного сценария.

Индексы RIF max рассчитывались для разных периодов времени после аварии в соответствии с установленными в нормах радиационной безопасности [7] дозовыми критериями для населения. Для сценариев с RIF max >1 оценивались площади (S), в пределах которых необходимо выполнять защитные мероприятия согласно [7] (эвакуация, укрытие, отселение). Значения радиоэкологического показателя S позволяют оценить масштабы радиационного воздействия для каждого аварийного сценария.

Исходные данные и расчётный инструментарий . В качестве входной информации для расчётов использовали литературные данные, описывающие сценарии постулируемых аварий для двух водо-водяных реакторов – российского ВВЭР-1200 и корейского APR-1400. Для ВВЭР-1200 представлены характеристики атмосферных выбросов при максимальной проектной и запроектной авариях [2] (в настоящей статье – сценарий 1 и 2 соответственно). Для APR-1400 описаны выбросы для трёх аварийных сценариев – LOCA, Non-CEA Ejection и CEA Ejection [4], обозначенных в статье как сценарий 1, 2 и 3 соответственно.

Рассматриваемые сценарии различаются по величине суммарной активности, поступающей в атмосферу, и радионуклидному составу выброса (табл. 1). Наибольшее количество радионуклидов представлено в выбросе при запроектной аварии на ВВЭР-1200, однако, суммарная активность этого выброса на 2-3 порядка ниже суммарных активностей выбросов для реактора APR-1400.

Таблица 1

Общие характеристики радиоактивных выбросов при реализации аварийных сценариев, разработанных для реакторов ВВЭР-1200 и APR-1400

Реактор	Аварийный сценарий	Суммарная активность выброса, ТБк	Количество радионуклидов в выбросе	Радионуклидный состав выброса
	1	1,15x10 2	20	85Kr, 85mKr, 87Kr, 88Kr, 88Rb, 131I, 132I, 133I, 134I, 135I, 131mXe, 133Xe, 133mXe, 135Xe, 138Xe, 135mXe, 134Cs, 136Cs, 137Cs, 137mBa
ВВЭР-1200				85Kr, 85mKr, 87Kr, 88Kr, 88Rb, 89Sr, 90Sr, 91Sr, 91Y, 99Mo, 99mTc, 103Ru,
	2	1,49x10 4	40	106Ru, 127Sb, 129Sb, 106Rh, 144Ce, 144Pr, 239Np, 129Te, 129mTe, 131mTe, 132     131  132  133  134  135  131m     133     133m     135     135m 138Xe,, 134C, s, 1,36Cs,, 137C, s, 1,37mBa, 1,40Ba, 1,40La     ,        ,          ,
APR-1400	1	4,81x10 6	23	84Br, 85Kr, 85mKr, 87Kr, 88Kr, 86Rb, 88Rb, 89Rb, 131I, 132I, 133I, 134I, 135I, 131mXe, 133Xe, 133mXe, 135Xe, 135mXe, 138Xe, 134Cs, 136Cs, 137Cs, 138Cs
	2	6,52x10 6	23
	3	7,50x10 7	23

В качестве расчётного инструмента использовали систему RODOS, аккумулирующую миграционные и дозиметрические модели для оценки дозовых нагрузок на население по всем путям облучения [8]. На данный момент RODOS является многопользовательской системой, применяемой в различных странах в аварийных центрах реагирования. Расчёты доз облучения населения проведены при одинаковых для всех сценариев значениях метеорологических и радиоэкологических параметров. Такой подход применён с целью исключения влияния природных факторов на результаты сравнительной радиоэкологической оценки реакторных установок.

На основе анализа региональных данных установлены наиболее вероятные для региона расположения планируемой Казахстанской АЭС значения метеопараметров: скорость ветра 1,1 м/с [9], категория стабильности атмосферы D (нейтральные условия). Рационы питания населения РК взяты из норм [10], величины параметров миграции – из набора параметров RODOS [11] и документов из международного проекта HARMONE [12]. Консервативно принято в рамках сравнительной радиоэкологической оценки реакторов, что коэффициент пребывания населения на открытом воздухе равен 1.

Результаты и обсуждение

Расчёты максимальных дозовых нагрузок на всё тело человека выполнены, согласно консервативному подходу, для точки на оси радиоактивного следа (~350 м от источника выброса). На рис. 1 представлена годичная динамика накопленных доз для сценариев аварий на рассматриваемых реакторах. В силу различия в суммарных активностях выбросов дозовые нагрузки на население при авариях на реакторе APR-1400 существенно превышают дозы облучения населения при аварийных выбросах ВВЭР-1200. Во всех случаях наиболее интенсивное формирование дозовой нагрузки происходит в течение нескольких суток после выброса. По прошествии первого месяца после радиоактивных выпадений дозовая нагрузка увеличивается незначительно.

На первом этапе радиоэкологической оценки реакторных установок рассчитаны максимальные индексы радиационного воздействия (RIF max ) на основе дозовых критериев, представленных в нормах радиационной безопасности [7]:

• -    для принятия экстренных решений по эвакуации и укрытию населения в начальном периоде после аварии (доза за первые 10 сут);

• -    для принятия решений по отселению лиц, проживающих на загрязнённой территории (доза за первый год).

Рис. 1. Динамика максимальной дозовой нагрузки на всё тело человека для сценариев аварий на реакторах ВВЭР-1200 и APR-1400.

В нормах радиационной безопасности [7] предусмотрено два уровня критериев различной степени жёсткости (А, Б). Безусловное выполнение защитных мер требуется только при превышении уровня Б, а в диапазоне между уровнями А и Б решение о внедрении защитных мероприятий принимается по принципам обоснования и оптимизации с учётом конкретной обстановки и местных условий.

В табл. 2 представлены максимальные значения индексов радиационного воздействия, при превышении которых необходимо безусловное выполнение защитных мероприятий. Результаты расчётов показывают, что дозовая нагрузка на население в результате радиационного выброса при аварийном сценарии 1 для реактора ВВЭР-1200 не превышает значения установленных дозовых критериев (RIF max существенно меньше 1).

Таблица 2

Отношение максимальных дозовых нагрузок на население к значениям дозовых критериев [7], предписывающих «безусловное» внедрение защитных мероприятий (уровень Б)

Реактор	Аварийный сценарий	Время после аварии, сут	Защитное мероприятие	Значение критерия, мЗв	RIF max
ВВЭР-1200	1	10	Укрытие Эвакуация	50 500	2,6x10 -3 2,6x10-4
		365	Отселение	500	1,2x10 —3
	2	10	Укрытие Эвакуация	50 500	2,3 0,23
		365	Отселение	500	0,88
APR-1400	1	10	Укрытие Эвакуация	50 500	1,1x104 1,1x10 3
		365	Отселение	500	3,1x10 3
	2	10	Укрытие Эвакуация	50 500	1,9x104 1,9x10 3
		365	Отселение	500	6,0x10 3
	3	10	Укрытие Эвакуация	50 500	2,2x10 5 2,2x104
		365	Отселение	500	4,1x104

В результате запроектной аварии на реакторе этого типа (сценарий 2) безусловное выполнение требуется только для защитной меры «укрытие». В то же время RIF max на основе критериев уровня А, установленных для защитных мер «эвакуация» и «отселение», составляет 2,3 и 8,8 соответственно. Это означает, что внедрение указанных мероприятий возможно на основе анализа сложившейся обстановки.

Абсолютно иная ситуация зафиксирована в результате скрининговой радиоэкологической оценки сценариев аварий для реактора APR-1200 (табл. 2). Значения RIF max , рассчитанные на основе всех рассматриваемых дозовых критериев, на несколько порядков превышают 1. Это позволяет сделать однозначный вывод о том, что реализация аварийных сценариев, разработанных для APR-1400, может привести к существенным радиологическим последствиям для населения.

Избежать эти последствия можно путём внедрения радикальных защитных мер, связанных с эвакуацией и отселением лиц, проживающих в пределах следа, сформировавшегося в результате радиоактивных выпадений. Важными показателями, позволяющими оценить масштабы ра- диоэкологических последствий реализации аварийных сценариев, являются площади с превы- шением значений критериев [7].

а – эвакуация б – укрытие

Уровень А ■ Уровень Б

Уровень А

Уровень Б

1200 hi         i 1800000        1 h

г

APR-1400, 3   APR-1400, 2   APR-1400, 1   ВВЭР-1200, 2

Аварийный сценарий

APR-1400, 3   APR-1400, 2   APR-1400, 1   ВВЭР-1200, 2

Аварийный сценарий

Рис. 2. Площади, на которых необходимо выполнять защитные мероприятия согласно 10-суточным (а, б) и годичному (в) дозовым критериям [7] в рамках «условной» и «безусловной» стратегий (уровни А, Б).

На рис. 2 отражены площади (S), на которых необходимо выполнять защитные мероприятия согласно дозовым критериям [7] в рамках «условной» и «безусловной» стратегий (уровни А, Б). Для ВВЭР-1200 показатель S, рассчитанный в рамках сценария 2 по критерию уровня Б, имеет ненулевое значение (0,38 км2) только для защитной меры «укрытие». Площади с превышением критериев уровня А для мероприятий «укрытие», «эвакуация» и «отселение» составили 11,8; 0,38 и 2,6 км2 соответственно.

Значения S, рассчитанные на основе критериев уровня А по данным сценария 1 для реактора APR-1400, превышают величины S для наиболее тяжёлого 2-го сценария аварии на ВВЭР-1200 в 106, 2040 и 480 раз. Для сценариев 2 и 3 (реактор APR-1400) площади S превышают указанные величины для ВВЭР-1200 в 108, 2900, 480 раз и в 120, 3400, 500 раз соответственно.

Таким образом, последствия для населения при реализации всех аварийных сценариев, разработанных для APR-1400 [4], носят гораздо более серьёзный характер по сравнению с аварийными сценариями, представленными для ВВЭР-1200 [2]. В результате аварий, постулируемых для APR-1400, население на значительных по площади территориях может подвергнуться радиационному воздействию. Превышение дозовых критериев, обоснованных в нормативном документе [7], диктует необходимость внедрения радикальных защитных мероприятий. В свою очередь, защитные меры, связанные с перемещением населения в результате эвакуации или отселения, неизбежно связаны с формированием экономических и социальных последствий.

Заключение

В настоящей статье представлены результаты оценки доз облучения населения региона расположения планируемой Казахстанской АЭС для сценариев аварий, разработанных для российского и корейского реакторов (ВВЭР-1200 и APR-1400), Рассчитаны максимальные индексы радиационного воздействия на население и площади, в пределах которых необходимо выполнять защитные мероприятия по устранению этого воздействия. Результаты радиоэкологической оценки можно рассматривать в качестве одного из элементов сравнения реакторных установок, первоначально рассматриваемых в качестве «кандидатов» на размещение на площадке Казахстанской АЭС.

Расчёты выполнены на основе международно признанного инструментария – системы RODOS, интегрирующей миграционно-дозиметрические модели. В качестве исходных данных использовали характеристики аварийных радиоактивных выбросов, представленные в литературе. Рассчитанные дозовые нагрузки на население сопоставляли со значениями дозовых критериев, установленных в Республике Казахстан.

Показано, что последствия для населения при реализации всех аварийных сценариев, разработанных для APR-1400, носят гораздо более серьёзный характер по сравнению с аварийными сценариями, представленными для ВВЭР-1200. Полученные результаты можно рассматривать в качестве «радиоэкологического аргумента» в пользу выбора российского ВВЭР-1200 при планировании и строительстве Казахстанской АЭС.