Сравнительный анализ результатов моделирования последствий тяжелой аварии на Белорусской АЭС с помощью программных комплексов J-RODOS и RECASS-ЭКСПРЕСС

Using the J-RODOS and RECASS-EXPRESS software packages, modeling of the radiological and radiation-ecological consequences of a severe beyond design basis accident at the power unit of the Belarusian NPP with a VVER-1200 reactor was carried out. The simulation results showed that if radionuclides were released from the reactor containment at the level of 2.15·1015 Bq, the maximum values of the fallout from the atmosphere to the surface 1 day after the accident will be 2.98∙105 Bq/m2 for I-131 (J-RODOS) and 7∙105 Bq/m2 (RECASS-EXPRESS), and for Cs-137 − 1.11∙104 Bq/m2 and 1.3∙105 Bq/m2, respectively. The difference in the values of the radionuclide fallout, modeled by these software packages, increases with the distance from the release source and at a distance of more than 10 km reaches 1 order of magnitude. The predicted values of the equivalent thyroid dose for adults and children for the first 7 days after the accident, obtained using J-RODOS calculations, are 3–4 times higher than using RECASS-EXPRESS software product. At a distance of 3–5 km from the NPP site, doses ranged from 3.7 to 14.8 mSv for adults and 16.2 to 32.5 mSv for children. The values of the total effective dose with the J-RODOS simulation are 2 times higher than those with RECASS-EXPRESS at a distance of 3 km from the site (0.60 and 0.32 mSv, respectively) and 1.5 times higher at a distance of 5 km from the site (0.30 and 0.21 mSv respectively). As the distance from the NPP increases, the convergence in the obtained evaluation results of total effective dose increases. None of the obtained prediction results exceeds the established emergency response criteria and do not indicate the need for protective measures for the public.С помощью программных комплексов J-RODOS и RECASS-ЭКСПРЕСС проведено моделирование радиологических и радиационно-экологических последствий тяжелой запроектной аварии на энергоблоке Белорусской АЭС с реактором типа ВВЭР-1200. Результаты моделирования показали, что при выбросе радионуклидов из защитной оболочки реактора общим выбросом 2,15·1015 Бк максимальные значения плотности выпадений из атмосферы на подстилающую поверхность через 1 сут с момента возникновения аварии составят для I-131 2,98∙105 Бк/м2 (J-RODOS) и 7∙105 Бк/м2 (RECASS-ЭКСПРЕСС), а Cs-137 − 1,11∙104 Бк/м2 и 1,3∙105 Бк/м2 соответственно. Разница в значении плотности выпадений радионуклидов, смоделированная данными программными комплексами, увеличивается с расстоянием от источника выброса и на расстоянии более 10 км составляет 1 порядок величины. Прогнозируемые значения эквивалентной дозы облучения щитовидной железы взрослых и детей за первые 7 сут после аварии, полученные с помощью расчетов J-RODOS, в 3–4 раза выше, чем с использованием программного продукта RECASSЭКСПРЕСС. На расстоянии 3–5 км от площадки АЭС дозы составили от 3,7 до 14,8 мЗв у взрослых и от 16,2 до 32,5 мЗв у детей. Значения общей эффективной дозы при моделировании J-RODOS в 2 раза выше, чем у RECASSЭКСПРЕСС, на расстоянии 3 км от площадки (0,60 и 0,32 мЗв соответственно) и в 1,5 раза выше на расстоянии 5 км от площадки (0,30 и 0,21 мЗв соответственно). С увеличением расстояния от АЭС сходимость в полученных результатах оценки общей эффективной дозы увеличивается. Ни один из полученных результатов прогнозирования не превышает установленных критериев аварийного реагирования и не указывает на необходимость проведения защитных мероприятий для населения

Reference methodologies for radioactive controlled discharges an activity within the IAEA's program environmental modelling for radiation safety II (EMRAS II)

In January 2009, the IAEA EMRAS II (Environmental Modelling for Radiation Safety II) program was launched. The goal of the program is to develop, compare and test models for the assessment of radiological impacts to the public and the environment due to radionuclides being released or already existing in the environment; to help countries build and harmonize their capabilities; and to model the movement of radionuclides in the environment. Within EMRAS II, nine working groups are active; this paper will focus on the activities of Working Group 1: Reference Methodologies for Controlling Discharges of Routine Releases. Within this working group environmental transfer and dose assessment models are tested under different scenarios by participating countries and the results compared. This process allows each participating country to identify characteristics of their models that need to be refined. The goal of this working group is to identify reference methodologies for the assessment of exposures to the public due to routine discharges of radionuclides to the terrestrial and aquatic environments. Several different models are being applied to estimate the transfer of radionuclides in the environment for various scenarios. The first phase of the project involves a scenario of nuclear power reactor with a coastal location which routinely (continuously) discharges 60Co, 85Kr, 131I, and 137Cs to the atmosphere and 60Co, 137Cs, and 90Sr to the marine environment. In this scenario many of the parameters and characteristics of the representative group were given to the modellers and cannot be altered. Various models have been used by the different participants in this inter-comparison (PC-CREAM, CROM, IMPACT, CLRP POSEIDON, SYMBIOSE and others). This first scenario is to enable a comparison of the radionuclide transport and dose modelling. These scenarios will facilitate the development of reference methodologies for controlled discharges