Abstract
Assessment of radiation effect on nuclear power plant staff was made for beyond design basis accident (4 hours period). The considered accident scenario includes emergency radionuclide emission through containment bypass. Assessment of radiation effect on NPP staff was done on the basis of radionuclide concentration distribution on site considering typical infrastructure. Concentration mapping was calculated by developed program module for COMSOL 3.5a application. The obtained data included average volume radionuclide activities in lower air layer, total inhalation dose, effective dose of external exposure, equivalent and effective dose in thyroid and total effective dose for NPP staff during beyond design basis accident. Doses from radioactive cloud (external exposure) and from inhalation (internal exposure) were estimated for the following radionuclides: 137Cs, 134Cs, 131I, 133I, 90Sr. In the case of selected beyond design basis accident the total effective dose of staff is 61,98 mSv for the first 4 hours after the accident beginning. This number is slightly above the threshold of the allowable annual dose limit for personnel in emergency situations (50 mSv). Taking into account that short-lived iodine radionuclides 131I и133I give the main contribution in the dose (50.23 mSv including 27.23 mSv for thyroid), such emergency actions as respiratory protection and iodine prophylaxis for the staff can significantly decrease the received doses.
Highlights
Assessment of radiation effect on nuclear power plant staff was made for beyond design basis accident (4 hours period)
Dose assessment for NPP staff for beyond design basis accident taking into account typical site infrastructure
Общая эффективная доза облучения персонала за счет нахождения на площадке в случае аварийного выброса через неплотности двойной защитной оболочки с учетом байпаса контаймента составит 61,98 мЗв, что несколько выше порогового значения предела допустимой годовой дозы для персонала в случае аварийных ситуаций (50 мЗв) и требует принятия срочных защитных мер
Summary
I=1 где ei – дозовый коэффициент для персонала для i-го радионуклида, Зв/Бк; Ci – концентрация i-го радионуклида в приземном слое воздуха, кБк/м3; V – интенсивность дыхания, м3/ч. Оценка распределения радионуклидов в приземном слое воздуха на площадке атомной электрической станции при запроектной аварии. Для расчета распределения объемной активности радионуклидов в пределах промышленной площадки атомной электростанции и дозовых нагрузок на персонал была рассмотрена запроектная авария, связанная с выходом продуктов деления через неплотности двойной защитной оболочки и байпасом контеймента. Исходными данными по радионуклидному составу выброса и активности выбрасываемых радионуклидов были приняты результаты из предварительного отчета по обоснованию безопасности Белорусской АЭС. Объемные активности радиационно-значимых радионуклидов при аварийном выбросе через неплотности двойной защитной оболочки с учетом байпаса контеймента приведены в табл. Значение объемных активностей радионуклидов при запроектной аварии, связанной с выбросом продуктов деления через неплотности двойной защитной оболочки и байпасом контаймента. Activities for beyond design basis accident with radionuclide emission through containment bypass
Sign-in/Register to view highlights & summary Sign-in/Register to access full text options 
Talk to us
Join us for a 30 min session where you can share your feedback and ask us any queries you have
Schedule a callMore From: Proceedings of the National Academy of Sciences of Belarus, Physical-Technical Series
Disclaimer: All third-party content on this website/platform is and will remain the property of their respective owners and is provided on "as is" basis without any warranties, express or implied. Use of third-party content does not indicate any affiliation, sponsorship with or endorsement by them. Any references to third-party content is to identify the corresponding services and shall be considered fair use under The CopyrightLaw.
