Abstract
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.
Highlights
perform a probabilistic dose assessment to quantify the relative importance of the source data uncertainties contribution towards the uncertainty estimates
inaccuracies in the task of which lead to significant uncertainties in the estimates
The calculations were performed by applying the code RESRAD-BUILD 3.50
Summary
Ния удельной активности основных дозообразующих изотопов плутония и америция; повышенной точности методик определения доли снимаемого поверхностного загрязнения; расчетному обоснованию технических характеристик систем вентиляции помещений с учетом проводимых работ, а также повышению надежности указанных систем; применению методов дезактивации, минимизирующих образование аэрозольных частиц и трудозатраты персонала. На этапе проведения работ по выводу из эксплуатации на первое место по важности выходят организационно-технические мероприятия, минимизирующие количество работников и время проведения радиационно-опасных работ по дезактивации; организационно-технические мероприятия по недопущению необоснованного прямого перорального поступления радионуклидов при выполнении дезактивационных работ (контроль за соблюдением персоналом требований радиационной безопасности и технологии производства работ); использование современных высококачественных средств индивидуальной защиты органов дыхания (респираторов, масок) снижающих вероятность аэрозольного поступления и практически исключающих прямое пер оральное поступление радионуклидов при выполнении работ по дезактивации; четкое планирование и контроль проведения работ по времени. В данной работе 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 отработавшего ядерного топлива передвижной АЭС «Памир-630Д». Полученные результаты позволили 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. Указанные подходы применимы для других объектов использования атомной энергии
Sign-in/Register to view highlights & summary Sign-in/Register to access full text options 
Free) 
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 call
