Consequence assessment of nuclear-powered vessel accidents and floating nuclear power plant transit accidents in the Arctic region

Radiological consequence assessment of atmospheric releases of radioactive materials due to accidents on Nuclear-Powered Vessel (NPV) and during a transit of Floating Nuclear Power Plant (FNPP) were performed. The assessment was performed using a probabilistic approach for open sea locations in the Gulf of Finland and near the Norwegian coast in the Barents Sea, and coastal locations nearby the city of Tromsø and the Kara Strait on the Northern Sea Route. The dose rates and radiation doses to emergency workers and people close to the accident site were estimated, and needed protective actions were evaluated. The decision support system JRODOS was used to model the dispersion and deposition of radioactive substances in atmospheric release and to estimate dose rates and the doses to people and emergency workers. The modelling applied previously published radionuclide inventories and release fractions, and NOMADS weather data from the year 2021. The results showed that for the NPV accidents, external dose rate of 100 μSv/h, effective dose of 100 mSv, and thyroid equivalent dose of 100 mSv are exceeded nearby the accident locations. Thus, in case there is habitation in the vicinity of the scene, different protective actions are needed downwind from the accident location to protect people. It was estimated that the recommendation to limit being outside is needed up to 10 km, sheltering indoors up to 3 km and evacuation up to 2 km. Furthermore, the iodine prophylaxis for adults may be needed up to 5 km, and rough estimate revealed that iodine prophylaxis for children and pregnant females is needed up to 10 km. Based on the analyses, emergency workers should wear Personal Protective Equipment (PPE) up to about 5 km from the accident site due to the elevated external dose rates. Furthermore, the emergency workers should take iodine prophylaxis if the air contains radioactive iodine, working hours should be recorded, and alarming external dose rate meters and dosimeters should be used. In prolonged situations, the shift work arrangements should also be considered up to 1 km to limit total working time. It is not likely that the higher Operational Intervention Levels (OIL) of 1000 or 10000 μSv/h are exceeded in the considered NPV accident. In the FNPP transit accident, the effective and thyroid equivalent doses remain below 0.1 mSv and 1 mSv, respectively. Furthermore, the external dose rate of 1 μSv/h was not exceeded in any of the analyzed release scenarios. It was concluded that it is highly unlikely that any of the protective actions would be needed for the people or emergency workers due to the considered atmospheric releases from the considered FNPP transit accident. Note that the results given are dependent on initial assumptions and are likely to change with assumptions. Työssä arvioitiin ydinkäyttöisen aluksen (NPV) onnettomuuksien ja kelluvan ydinvoimalaitoksen (FNPP) kuljetusonnettomuudesta aiheutuvan radioaktiivisen ilmakehäpäästön seurauksia. Seurausarvio tehtiin hyödyntäen tilastollisia menetelmiä Suomenlahdella ja Barentsinmerellä Norjan rannikolla sekä Tromsøn ja Karan salmen alueilla Pohjoisella merireitillä. Annoslaskennan perusteella arvioitiin päästön aiheuttamaan ulkoista annosnopeutta sekä pelastushenkilöstön ja väestön mahdollista säteilyaltistusta. Lisäksi arviointiin mahdollisien suojelutoimien tarvetta. Päästön leviämis- ja laskeumamallinnus sekä annoslaskenta suoritettiin käyttäen JRODOS -ohjelmistoa. Mallinnuksessa hyödynnettiin aiemmin julkaistuja tietoja laivareaktoreiden radionuklidi-inventaarille ja päästöosuuksille sekä globaalia NOMADS-säädataa vuodelta 2021. Tulokset osoittivat, että NPV-onnettomuuksissa ulkoinen annosnopeus ylitti 100 μSv/h ja efektiivinen ja kilpirauhasen ekvivalentti annos ylittivät 100 mSv onnettomuuspaikan läheisyydessä. Jos alueella on asutusta, tuulen alapuolella onnettomuuspaikan lähellä tarvitaan erilaisia suojelutoimenpiteitä ihmisten suojelemiseksi. Arvioitiin, että suositus ulkona olon rajoittamisesta tarvitaan 10 km:iin, sisälle suojautumiseen 3 km:iin ja evakuoimiseksi 2 km:iin saakka. Lisäksi joditabletteja tarvitaan aikuisille 5 km:iin sekä lapsille ja raskaana oleville 10 km:iin saakka. Arvioiden perusteella säteilytyöntekijöiden tulisi käyttää henkilökohtaisia suojavarusteita noin 5 km etäisyydelle saakka onnettomuuspaikasta korkean ulkoisen annosnopeuden takia. Lisäksi hätätyöntekijöiden tulisi ottaa joditabletti, jos päästö sisältää radioaktiivista jodia, työtunnit tulisi kirjata ja ulkoisen annosnopeuden mittareita ja dosimetrejä tulisi käyttää. Pitkittyneissä tilanteissa työaikaa alle 1 km etäisyydellä tulisi rajoittaa hyödyntäen työvuoroja. On epätodennäköistä, että päästön seurauksena ylittyisi korkeammat ulkoisen annosnopeuden toimenpiderajat (1000 tai 10000 μSv/h). Havaittiin, että FNPP-onnettomuudessa efektiivinen annos jää alle 0,1 mSv:n ja kilpirauhasen ekvivalentti annos jää alle 1 mSv:n. Analyysin perusteella, ulkoisen annosnopeuden arvo ei ylittynyt 1 μSv/h minkään analysoidun päästön seurauksesta. Voidaan todeta, että on epätodennäköistä, että FNPP-onnettomuuden seurauksena mikään asetetuista annosrajoista tai ohjeellisista toimenpiderajoista ylittyisi laitoksen ulkopuolella

Improved chromosome-level genome assembly of the Glanville fritillary butterfly (Melitaea cinxia) integrating Pacific Biosciences long reads and a high-density linkage map

Background The Glanville fritillary (Melitaea cinxia) butterfly is a model system for metapopulation dynamics research in fragmented landscapes. Here, we provide a chromosome-level assembly of the butterfly's genome produced from Pacific Biosciences sequencing of a pool of males, combined with a linkage map from population crosses. Results The final assembly size of 484 Mb is an increase of 94 Mb on the previously published genome. Estimation of the completeness of the genome with BUSCO indicates that the genome contains 92-94% of the BUSCO genes in complete and single copies. We predicted 14,810 genes using the MAKER pipeline and manually curated 1,232 of these gene models. Conclusions The genome and its annotated gene models are a valuable resource for future comparative genomics, molecular biology, transcriptome, and genetics studies on this species.Peer reviewe

Reaktorifysikaalisten laskentaohjelmien ydinvakiokirjastojen luominen perusydinvakiokirjastoista

VTT Energialla on käytössään laaja reaktorifysiikan laskentaohjelmisto. Reaktorifysiikan laskentaohjelmat lukevat ohjelmakohtaisia ydinvakiokirjastoja, jotka perustuvat evaluoituihin perusydinvakiokirjastoihin. Diplomityön tarkoituksena oli selvittää, kuinka reaktorifysiikan laskentaohjelmien neutroniydinvakiokirjastoja luodaan NJOY-prosessointiohjelmalla evaluoiduista perusydinvakiokirjastoista ENDF/B-VI.3 ja JEF-2.2. Ydinreaktorin toiminta määräytyy sen neutronivuojakauman perusteella. Neutronit vuorovaikuttavat väliaineen kanssa monin eri tavoin. Vuorovaikutuksia kuvaavat suureet, esimerkiksi vaikutusalat, määritetään kokeellisesti. Mittaustulokset yhdistetään teoreettisiin malleihin ja saadut tulokset kootaan laajoiksi evaluoiduiksi perusydinvakiokirjastoiksi. Reaktorifysiikan keskeinen ongelma on neutronien kuljetusyhtälön ratkaiseminen. Yhtälön ratkaisemiseksi on kehitetty approksimatiivisia menetelmiä, jotka vaikuttavat ohjelmakohtaisten ydinvakiokirjastojen sisältöön. Todennäköisyyslaskentaan pohjautuva Monte Carlo -tekniikka on tarkimpia menetelmiä. Jos pyritään sekä systeemin tarkkaan kuvaamiseen että pieneen tilastolliseen hajontaan, Monte Carlo -simulaatiot vievät paljon laskenta-aikaa, mikä rajoittaa niiden käyttöä. Tässä työssä luotiin NJOY-94.35:lla jatkuvaenergisiä ACE-formaatin neutroniydinvakiokirjastoja Monte Carlo -tekniikkaan perustuvalle MCNP-ohjelmalle 300, 600 ja 900 K lämpötiloissa. Kirjastojen luotettavuutta testattiin lukuisilla MCNP4A-simulaatioilla. ENDF/B-VI.3 -perusydinvakiokirjastoon perustuvaa 300 K:n neutroniydinvakiokirjastoa verrattiin MCNP:n viralliseen kirjastoon ENDF60:een. Vertailun perusteeksi otettiin molemmilla kirjastoilla laskettu efektiivinen kasvutekijä k_eff kolmelle erilaiselle sauvanipulle. Luodulla 300 K:n kirjastolla saatiin 150 - 350 pcm korkeampia kasvutekijän k_eff arvoja kuin ENDF60-kirjastoa käyttäen. ENDF/B-VI.3 sisältää uuden evaluaation U-235:11e, mikä selittää laskettujen kasvutekijöiden erot. Reaktiivisuuden Doppler-kerroin on eräs tärkeimmistä parametreista kevytvesireaktorien turvallisuusanalyyseissä. Korkean lämpötilan neutroniydinvakiokirjastoja käytettiin R. D. Mostellerin ryhmän määrittelemien reaktiivisuuden Doppler-kertoimen koetintehtävien laskentaan. ENDF/B-VI.3:een perustuvaa neutroniydinvakiokirjastoa käyttäen saadut efektiiviset kasvutekijät olivat 0,4 - 0,6 % suurempia kuin Mostellerin tulokset. JEF-2.2 -kirjastoon perustuvaa neutroniydinvakiokirjastoa käyttäen saatiin Mostellerin tuloksia 0,6 - 0,8 % suurempia kasvutekijöitä. Kasvutekijöistä lasketut reaktiivisuuden Doppler-kertoimet vastasivat melko hyvin Mostellerin tuloksia. NJOY on asiantuntijan käyttämänä tehokas ja luotettava ydinvakioiden prosessointiohjelm

Assessment of the neutron and gamma sources of the spent BWR fuel:Interim report on Task FIN JNT A 1071 of the Finnish support programme to IAEA Safeguards

The neutron and gamma sources of the spent nuclear fuel were assessed by calculating the nuclide inventory of the spent fuel using SAS2H/ORIGEN-S code. The calculations were performed by VTT Energy under Task JNT A 1071 FIN Partial Defect Test on Spent Fuel LWRs. According to the calculation results the neutron emission of the spent LWR fuel is dominantly from spontaneous fission of Cm-244 at cooling times longer than two years. The parameters that affect the Cm-244 concentration at discharge are fuel bundle type, burnup, and in BWR also void fraction. The power history has only a slight influence on buildup of Cm-244. Also the axial distribution of the neutron source can be determined. Spent LWR fuel contains a variety of gamma emitting nuclides. However, only Cs-137 and Cs-134 gamma peaks stand out from the gamma spectrum. Cs-137 is a better indicator of the burnup than Cs-134, but the ratio between the amount of Cs-134 and Cs-137 can be used to estimate the cooling time