Вероятностный анализ дозовых нагрузок на персонал при выводе из эксплуатации пункта хранения отработавшего ядерного топлива передвижной АЭС «Памир-630Д»

Кузьмин А. В., Радкевич А. В., Петрушкевич В. П., Кузьмина Н. Д.
2019

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.

Кузьмин А. В., Радкевич А. В., Петрушкевич В. П., Кузьмина Н. Д. Вероятностный анализ дозовых нагрузок на персонал при выводе из эксплуатации пункта хранения отработавшего ядерного топлива передвижной АЭС «Памир-630Д». Известия Национальной академии наук Беларуси. Серия физико-технических наук. 2019;64(3):378-384. https://doi.org/10.29235/1561-8358-2019-64-3-374-384
Цитирование

Список литературы

Похожие публикации

Источник