vestiftИзвестия Национальной академии наук Беларуси. Серия физико-технических наукProceedings of the National Academy of Sciences of Belarus. Physical-technical series1561-83582524-244XThe Republican Unitary Enterprise Publishing House "Belaruskaya Navuka"10.29235/1561-8358-2019-64-3-374-384vestift-461Research ArticleДИАГНОСТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ ТЕХНИЧЕСКИХ И ПРИРОДНЫХ СИСТЕМDIAGNOSTICS AND SAFETY OF TECHNICAL AND ENVIRONMENT SYSTEMSВероятностный анализ дозовых нагрузок на персонал при выводе из эксплуатации пункта хранения отработавшего ядерного топлива передвижной АЭС «Памир-630Д»Probabilistic dose assessment for personnel during decommissioning of spent nuclear fuel storage facility of transportable NPP “Pamir-630D”КузьминА. В.KuzminA. V.

Кузьмин Андрей Владимирович – кандидат физико-математических наук, генеральный директор

a/я 119, 220109, Минск

Andrei V. Kuzmin – Ph. D. (Physics and Mathematics), Director General

P. O. box 119, 220109, Minsk

avkuzmin@sosny.bas-net.byРадкевичА. В.RadkevichA. V.

Радкевич Артем Валерьянович – ученый секретарь

a/я 119, 220109, Минск

Artyom V. Radkevich – Scientific Secretary

P. O. box 119, 220109, Minsk

radkevich@sosny.bas-net.byПетрушкевичВ. П.PetrushkevichV. P.

Петрушкевич Владимир Петрович – заведующий отделом эксплуатации технологических систем пункта хранения и хранилищ ИИИ и РАО

a/я 119, 220109, Минск

Vladimir P. Petrushkevich – Head of the Department of Operation of Technological Systems of Storage Facilities and Storage Facilities for Radiation Sources and Radioactive Waste

P. O. box 119, 220109, Minsk

vl.petr@sosny.bas-net.byКузьминаН. Д.KuzminaN. D.

Кузьмина Наталья Дмитриевна – старший научный сотрудник

a/я 119, 220109, Минск

Natallia D. Kuzmina – Senior Researcher

P. O. box 119, 220109, Minsk

ndkuzmina@sosny.bas-net.byОбъединенный институт энергетических и ядерных исследований – Сосны Национальной академии наук БеларусиJoint Institute for Power and Nuclear Research – Sosny of the National Academy of Science of Belarus201906102019643378384Copyright © Кузьмин А.В., Радкевич А.В., Петрушкевич В.П., Кузьмина Н.Д., 20192019Кузьмин А.В., Радкевич А.В., Петрушкевич В.П., Кузьмина Н.Д.Kuzmin A.V., Radkevich A.V., Petrushkevich V.P., Kuzmina N.D.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/461

Выполнен вероятностный анализ дозовых нагрузок для количественного определения относительной важности вкладов неопределенностей исходных данных в неопределенность оценок коллективной и максимальной индивидуальной доз персонала при выводе из эксплуатации пункта хранения. Вероятностный подход к анализу дозовых нагрузок, включающий анализ чувствительности и неопределенности по отношению к входным параметрам используемых расчетных моделей оценки доз, позволяет определить наиболее чувствительные параметры, неточности в задании которых приводят к значительным неопределенностям оценок дозовых нагрузок на персонал и, таким образом, требуют более точного определения консервативных граничных значений при детерминистическом анализе и обосновании безопасности. Расчеты выполнены посредством применения кода RESRAD-BUILD 3.50, разработанного в Аргоннской национальной лаборатории Министерства энергетики США. Полученные результаты позволяют ранжировать параметры расчетной модели по степени их влияния на неопределенность итоговых оценок дозовых нагрузок на персонал, выработать рекомендации по оптимизации дозовых нагрузок при выполнении радиационно-опасных работ по выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии.

The aim of the current work is to perform a probabilistic dose assessment to quantify the relative importance of the source data uncertainties contribution towards the uncertainty estimates of collective and maximum individual doses of personnel during decommissioning of a storage facility. A probabilistic approach to the analysis of dose loads, including the analysis of sensitivity and uncertainty with respect to the input parameters of the used calculation models of dose assessment, allows to determine the most sensitive parameters, inaccuracies in the task of which lead to significant uncertainties in the estimates of dose loads on personnel and, therefore, require more accurate determination of conservative boundary values in deterministic analysis and safety justification. The calculations were performed by applying the code RESRAD-BUILD 3.50, developed by the Argonne National Laboratory of the US Department of Energy. The obtained results allow us to rank the parameters of the computational model according to the degree of their influence on the uncertainty of the final estimates of the dose loads on personnel, to develop recommendations for optimizing dose loads when performing radiation-hazardous work during nuclear facilities decommissioning.

риск-ориентированный подходвероятностный анализдозовые нагрузки на персоналотработавшее ядерное топливовывод из эксплуатациинеопределенностирадиационно-опасные работыrisk-based approachprobabilistic analysisdose loads on personnelspent nuclear fueldecommissioninguncertaintiesradiation hazardous workReferencesВывод из эксплуатации установок. Общие требования безопасности, часть 6 [Электронный ресурс]. – Вена: МАГАТЭ, 2015. – Режим доступа: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1652r_web.pdf – Дата доступа: 10.02.2019.Decommissioning installations. General safety requirements, № GSR Part 6. Vena, IAEA, 2015. Available at: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1652r_web.pdf (accessed 10 February 2019) (in Russian).Структура процесса принятия решений на основе комплексного риск-ориентированного подхода INSAG-25 [Электронный ресурс]: Доклад Международной группы по ядерной безопасности. – Вена: МАГАТЭ, 2014. – Режим доступа: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1499r_web.pdf – Дата доступа: 1.02.2019.The structure of the decision-making process based on the integrated risk-based approach INSAG-25. Report of the International Nuclear Safety Group. Vena, IAEA, 2014. Available at: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1499r_web.pdf (accessed 1 February 2019) (in Russian).Residual Radioactive Contamination From Decommissioning. Technical Basis for Translating Contamination Levels to Annual Total Effective Dose Equivalent [Electronic resource]: NUREG/CR-5512, PNL-7994, vol. 1 / U.S. Nuclear Regulatory Commission. – Mode of access: https://www.nrc.gov/docs/ML0522/ML052220317.pdf – Date of access: 19.11.2018.Residual Radioactive Contamination From Decommissioning. Technical Basis for Translating Contamination Levels to Annual Total Effective Dose Equivalent. NUREG/CR-5512, PNL-7994, vol. 1. Available at: https://www.nrc.gov/docs/ML0522/ML052220317.pdf (accessed 19 November2018).Residual Radioactive Contamination From Decommissioning. Parameter Analysis [Electronic resource]: NUREG/ CR-5512, SAND99-2148, vol. 3 / U. S. Nuclear Regulatory Commission. – Mode of access: https://www.nrc.gov/docs/ML0824/ML082460902.pdf – Date of access: 19.11.2018.Residual Radioactive Contamination From Decommissioning. Parameter Analysis. NUREG/CR-5512, SAND99-2148, vol. 3. Available at: https://www.nrc.gov/docs/ML0824/ML082460902.pdf (accessed 19 November2018).Technical Basis for Calculating Radiation Doses for the Building Occupancy Scenario Using the Probabilistic [Electronic resource]: ESRAD-BUILD 3.0 Code, NUREG/CR-6755. ANL/EAD/TM/02-1. – Mode of access: https://www.nrc.gov/docs/ML0205/ML020590035.pdf – Date of access: 19.11.2018.Technical Basis for Calculating Radiation Doses for the Building Occupancy Scenario Using the Probabilistic ESRAD-BUILD 3.0 Code. NUREG/CR-6755. ANL/EAD/TM/02-1. Available at: https://www.nrc.gov/docs/ML0205/ML020590035.pdf (accessed 19 November2018).User’s Manual for RESRAD-BUILD Version 3 [Electronic resource]: ANL/EAD/03-1 / Environmental Assessment Division, Argonne National Laboratory. – Mode of access: http://resrad.evs.anl.gov/docs/ANL-EAD-03-1.pdf – Date of access: 19.11.2018.Environmental Assessment Division, Argonne National Laboratory. User’s Manual for RESRAD-BUILD Version 3. ANL/EAD/03-1. Available at: http://resrad.evs.anl.gov/docs/ANL-EAD-03-1.pdf. (accessed 19 February 2019).Eckerman, K. F. External Exposure to Radionuclides in Air, Water, and Soil [Electronic resource]: Federal Guidance Report No. 12, EPA-402-R-93-081 / K. F. Eckerman, J.C. Ryman. – Mode of access: https://www.epa.gov/sites/production/fles/2015-05/documents/402-r-93-081.pdf – Date of access: 19.11.2018.Eckerman K. F., Ryman J. C. External Exposure to Radionuclides in Air, Water, and Soil: Federal Guidance Report No. 12, EPA-402-R-93-081. Available at: https://www.epa.gov/sites/production/fles/2015-05/documents/402-r-93-081.pdf (accessed 19 February 2019).Limiting Values of Radionuclide Intake and Air Concentration and Dose Conversion Factors for Inhalation, Submersion, and Ingestion [Electronic resource]: Federal Guidance Report No. 11, EPA-520-1-88-020. – Mode of access: https://www.epa.gov/sites/production/fles/2015-05/documents/520-1-88-020.pdf – Date of access: 19.11.2018.Limiting Values of Radionuclide Intake and Air Concentration and Dose Conversion Factors for Inhalation, Submersion, and Ingestion: Federal Guidance Report No. 11. EPA-520-1-88-020. Available at: https://www.epa.gov/sites/production/fles/2015-05/documents/520-1-88-020.pdf. (accessed 19 February 2019).Cancer Risk Coeffcients for Environmental Exposure to Radionuclides [Electronic resource]: Federal Guidance Report No. 13, EPA-402-R-99-001. – Mode of access: https://www.epa.gov/sites/production/fles/2015-05/documents/402-r-99-001.pdf – Date of access: 19.11.2018.Cancer Risk Coeffcients for Environmental Exposure to Radionuclides: Federal Guidance Report No. 13. EPA-402-R-99-001. Available at: https://www.epa.gov/sites/production/fles/2015-05/documents/402-r-99-001.pdf (accessed 19 February 2019).

The authors declare that there are no conflicts of interest present.