Системы аналитической поддержки обеспечения радиационной безопасности при утилизации судов с ядерными энергетическими установками

Медведь, Юрий Иванович

Темы диссертаций по экономике » Математические и инструментальные методы экономики

Системы аналитической поддержки обеспечения радиационной безопасности при утилизации судов с ядерными энергетическими установками тема диссертации по экономике, полный текст автореферата

Автореферат

Ученая степень	кандидат экономических наук
Автор	Медведь, Юрий Иванович
Место защиты	Москва
Год	2010
Шифр ВАК РФ	08.00.13

Диссертация

Автореферат диссертации по теме "Системы аналитической поддержки обеспечения радиационной безопасности при утилизации судов с ядерными энергетическими установками"

На правах рукописи

Медведь Юрий Иванович

СИТЕМЫ АНАЛИТИЧЕСКОЙ ПОДДЕРЖКИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ УТИЛИЗАЦИИ СУДОВ С ЯДЕРНЫМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМИ УСТАНОВКАМИ

Специальность 08.00.13 - Математические и инструментальные методы экономики

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата экономических наук

2 5 НОЯ 2010

004613812

Работа выпонена на кафедре математические методы в экономике ГОУ ВПО Российская экономическая академия имени Г.В, Плеханова

Научный руководитель доктор экономических наук

Зубакин Василий Александрович

Официальные оппоненты доктор экономических наук, профессор

заслуженный деятель науки РФ Гусев Андрей Александрович

кандидат технических наук Семенов Александр Петрович

Ведущая организация Институт проблем информатики РАН

Защита состоится л18 ноября 2010 г. в 14-00 часов на заседании диссертационного совета Д 212.196.01 в Российской экономической академии им. Г.В. Плеханова по адресу: 117997, Москва, Стремянный пер., д. 36, ауд. 353.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Российской экономической академии имени Г.В. Плеханова.

Автореферат разослан л /3 _ октября 2010 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, д.т.н., профессор

Л.Ф. Петров

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АЛ - атомная подводная лодка АТС - автоматизированная телефонная связь ЖРО - жидкие радиоактивные отходы КЦ - кризисный центр

МАГАТЭ - международное агентство по атомной энергии ММК - метод Монте-Карло ОС - окружающая среда

ОТВС - отработавшая тепловыделяющая сборка ОЯТ - отработанное ядерное топливо ПК - пост контроля

ПРЛ - передвижная радиометрическая лаборатория РО - радиационная обстановка

CATO - судно атомно-технологического обслуживания

СРЗ - судоремонтный завод

СЦР - самопроизвольная цепная реакция

ЧС - чрезвычайная ситуация

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

Актуальность темы исследования. Увеличение числа ядерных объектов, сроки эксплуатации которых уже завершились или завершаются в ближайшее время, объективно способствуют росту масштабов их утилизации, являющейся завершающим этапом их жизненного цикла. Вместе с тем этот этап характеризуется значительными рисками утечки радиации, последствия которой могут проявляться в виде потерь здоровья и жизни людей, утраты материальных и природных ресурсов, вывода из оборота территорий и других видов ущербов.

Снижение уровня радиационных рисков, в свою очередь, предполагает необходимость разработок и внедрения в практику систем обеспечения безопасности жизнедеятельности в районах проведения утилизации ядерных объектов. Основными функциями таких систем являются: сбор и обработка информации о радиационной обстановке, оценка рисковых характеристик возникновения аварийной ситуации, прогнозирование радиационной обстановки, оценка радиационных рисков и связанных с ними потерь, разработка обоснованных рекомендаций по применению экстренных мер по защите от радиации населения и формированию стратегий по обеспечению безопасной жизнедеятельности и реабилитации загрязненных объектов и территорий, координация работ различных служб и подразделений, в рамках общего управления сложившейся чрезвычайной ситуацией. Выпонение этих функций предполагает использование адекватных их содержанию систем аналитического обеспечения управле-

ния радиационной безопасностью. Вместе с тем, в научной литературе подходы к разработке таких систем освещены крайне недостаточно, что обусловлено относительной новизной проблемы обеспечения радиационной безопасности при утилизации ядерных объектов, различные типы которых характеризуются значительной спецификой как технологий их утилизации, так и связанных с ними рисков радиационных аварий. В немалой степени это относится к судам с ЯЭУ, в процессе утилизации которых могут иметь место самопроизвольные цепные реакции, сопровождающиеся выбросом значительного количества радионуклидов в атмосферу, утечки радиации в акваторию, вызванные нарушениями герметичности бассейнов-хранилищ, ОТВС, береговых (плавучих) емкостей для сбора и хранения средне- и высокоактивных ЖРО. Такая ситуация обусловлена тем, что суда с ЯЭУ, как и инфраструктура их утилизации, относятся к объектам так называемого ядерного наследия, которые проектировались при существовавших около полувека назад ограничениях по радиационной безопасности, не соответствующих современным требованиям.

Необходимость совершенствования разработок в области аналитического обеспечения управления безопасностью при утилизации судов с ЯЭУ и предопределяет актуальность тематики данного диссертационного исследования.

Степень научной разработанности проблемы

В научной литературе опубликовано достаточно большое количество работ как российских, так и зарубежных специалистов, в которых рассматриваются подходы к решению проблем обеспечения безопасности при авариях на ядерных объектах, сопровождающихся утечкой радиации. Среди них можно выделить работы P.M. Алексахина, Р.В. Арутюняна, А.И. Бахметьева, JI.A. Болыпова, Р.П. Бурко, H.H. Линге, Т. Кази, P.M. Остместора, О. Павловского,

A.Н. Панова, У.К. Портера, А. Пугаченко, В.И. Рачкова, А.П. Семенова, А.П. Феоктистова, Ч.Д. Ферпосона, Д.А. Ходека и некоторых других.

Эти подходы, учитывающие особенности радиационного воздействия радиации на окружающую среду и человека, в определенной степени базируются на концепции приемлемого риска, лежащей в основе управления техногенными и природными чрезвычайными ситуациями. Особенности этой концепции достаточно детально рассматривались в работах В.А. Акимова, В.Т. Амырова,

B.Н. Буркова, Я.Д. Вишнякова, Ю.Л. Воробьева, A.A. Гусева, В.И. Данилова-

Данильяна, Е.Е. Ковалева, А.И. Попова, Г.П. Серова, Н.П. Тихомирова, Э. Дж. Хенли, А.В. Шапкина и ряда других авторов.

Вместе с тем, причины и последствия аварий при утилизации судов с ЯЭУ, сопровождающихся утечкой радиации, имеют определенные особенности, обусловливающие необходимость совершенствования уже имеющихся научно-практических разработок в сфере обеспечения радиационной безопасности. К их числу можно отнести аварийные ситуации при затоплении судов, возможность СЦР при нарушениях технологий перегрузки ядерного топлива, специфические закономерности распространения радиации в водной и воздушной средах, обусловленные характером природных процессов в зонах распространения предприятий по утилизации судов и объектов инфраструктуры их обеспечения, относительно небольшие объемы радиоактивных выбросов и утечек, близкую расположенность населенных пунктов к местам утилизации и некоторые другие. Эти особенности предъявляют определенные требования к обеспечению безопасности при утилизации судов с ЯЭУ, связанные с необходимостью раннего обнаружения места утечки радиации, оперативного выявления закономерностей ее распространения, оценкой эффектов воздействия радиации на человека, использования мер защиты, адекватных радиационной угрозе, и другими аспектами. Реализация этих требований обусловливает целесообразность совершенствования аналитического обеспечения управления радиационной безопасностью при утилизации судов с ЯЭУ на основе разработок систем поддержки и принятия решений, выпоняющих основные функции по обнаружению, измерению, оценке воздействия радиации на человека, формированию рациональной структуры мероприятий по защите от радиации и реабилитации территорий.

Недостаточная разработанность этой проблематики и предопределила цели и задачи данной работы.

Цель диссертационного исследования состоит в разработке и совершенствовании систем аналитического обеспечения управления радиационной безопасностью в районах размещения предприятий, утилизирующих суда с ядерными энергетическими установками, адекватных по составу выпоняемых ими функций и затратам сценариям проявления и последствиям аварийных ситуаций в ходе утилизации.

Для достижения этой цели в работе поставлены и решены следующие задачи:

- определена структура возможных сценариев проявления аварийных ситуаций при утилизации судов с ЯЭУ, сопровождающихся утечкой радиации;

- предложена структура функций обеспечения радиационной безопасности в районах утилизации судов с ЯЭУ;

- разработаны подходы к оценке радиационных последствий аварий при утилизации судов с ЯЭУ, обусловленных закономерностями распространения радиоактивных веществ в воздушной и морской средах;

- разработаны подходы к оценке показателей риска радиационного загрязнения окружающей среды вследствие аварий в процессе утилизации судов с ЯЭУ;

- разработаны методы формирования оптимальных стратегий по обеспечению безопасности населения при авариях в процессе утилизации судов с ЯЭУ;

- разработана структура системы информационно-аналитического обеспечения управления радиационной безопасностью при утилизации судов с ЯЭУ, и сформулированы предложения по ее инструментальному обеспечению;

- с использованием реальных и экспериментальных данных о последствиях радиационных аварий при утилизации судов с ЯЭУ получены оценки связанных с этими авариями экономических издержек.

Объект и предмет исследования. В качестве объекта исследования рассматриваются технологии утилизации судов с ЯЭУ, характерные для них риски утечки радиации и их экономические последствия в районах ее проведения.

Предметом исследования являются модели и методы оценки и управления рисками аварий, сопровождающихся выбросами радиации, формирования закономерностей распространении радиации в ОС и разработки стратегий по устранению последствий радиоактивного загрязнения территорий.

Теоретической и методологической основой исследования являются труды отечественных и иностранных ученых и специалистов по проблемам обеспечения безопасности, оценки и управлению радиационными рисками, оценки ущербов от радиационного загрязнения территорий, радиологического нормирования.

В ходе работы над диссертацией использовались законодательные и методологические материалы ООН, МАГАТЭ, Правительства РФ, Минатома РФ, Минприроды РФ и ряда других отечественных и зарубежных организаций, рег-

ламентирующих деятельность по обеспечению радиационной безопасности, в том числе при утилизации судов с ЯЭУ, оценке закономерностей распространения радиации с ОС.

При проведении исследования использовались методы системного анализа, теории риска, теории вероятностей и математической статистики, экономического анализа, оптимизации, модели распространения радиации в ОС.

Информационную основу исследования составили справочные и статистические материалы, отражающие нормативные оценки, расчетные и экспериментальные данные об уровне радиационного загрязнения окружающей среды в результате возможных сценариев аварий при утилизации судов с ЯЭУ, оценки стоимости мероприятий по защите населения от радиационного излучения и по ликвидации последствий радиоактивного загрязнения, санитарно-гигиенические нормативы жизнедеятельности на загрязненных территориях, принятые международными и российскими организациями (ООН, МАГАТЭ, Минздрав, Минатом и др.).

Научная новизна диссертационного исследования состоит в разработке методологических подходов к созданию систем поддержки и принятия управленческих решений по обеспечению радиационной безопасности в районах утилизации судов с ЯЭУ на основе использования адекватных радиационным угрозам и последствиям их проявления инструментальных средств, моделей и методов измерения, оценки и прогнозирования распространения радиации в окружающей среде и формирования оптимальных по критерию затраты-выгоды и приемлемых по уровням рисков жизнедеятельности стратегий по защите населения от радиации и реабилитации загрязненных территорий.

Наиболее существенные результаты исследования, полученные лично автором и выдвигаемые на защиту, состоят в следующем:

- на основе анализа технологии утилизации и оценок остаточной радиоактивности в активной зоне реакторов судов с ЯЭУ и объектов инфраструктуры их обеспечения систематизированы по причинам, местам происшествия, этапам процесса утилизации, последствиям и другим признакам возможные сценарии аварий, сопровождающихся утечкой радиации, и оценены возможные объемы выбросов и сбросов радиоактивных веществ при их осуществлении;

- разработана структура системы аналитического обеспечения управления радиационной безопасностью в районах утилизации судов с ЯЭУ, дифференциро-

ванная по функциям измерения, оценки и прогнозирования радиационной обстановки, оценки радиационных рисков, разработки управляющих решений по их снижению и обеспечению безопасности, координации работ по управлению чрезвычайными ситуациями в регионе;

- систематизированы по характеристикам быстродействия, точности, сложности, объемам и составу информационного обеспечения модели и методы оценки закономерностей распространения радиации в воздушной и водной средах и разработаны предложения по их использованию на различных этапах развития аварийной ситуации в задачах оценки радиационной обстановки и оценке силы воздействия радиации на человека;

- на основе расчетных и наблюдаемых данных последствий аварий оценены характеристики загрязненной территории (площадь, конфигурация, уровень радиации) и сформированы требования по элементному составу и местам размещения измерительной аппаратуры, обеспечивающей достоверное обнаружение радиоактивности в районе аварии, и предоставляющей достаточную информацию для уточнения масштабов и уровня загрязнения;

- усовершенствован теоретический подход к оценке радиационного риска для индивидуума при авариях в процессе утилизации судов с ЯЭУ на основе уточнения характера распределения вероятностей получаемой им дозы с учетом вероятностей возможных аварий и принятых мер защиты от их последствий;

- разработаны теоретические подходы и методы формирования оптимальных по критерию минимума издержек стратегий по защите населения от радиации и реабилитации загрязненных территорий в зонах утилизации судов с ЯЭУ, учитывающие выявленные закономерности распространения радиации в случае аварий и ограничения на ведение жизнедеятельности на загрязненных территориях;

- определен состав издержек управления радиационной безопасностью в зонах проведения утилизации судов с ЯЭУ, учитывающий виды потерь от радиации и затрат на мероприятия по устранению ее последствий при разных уровнях загрязнения;

- разработаны варианты оптимальных по критерию минимума издержек стратегий по ликвидации последствий радиационных аварий в районах расположения судов с ЯЭУ, различающиеся по степени их тяжести;

- разработаны предложения по составу инструментального (технического и программного) обеспечения различных подсистем системы управления радиационной безопасностью в районах утилизации судов с ЯЭУ.

Теоретическая значимость исследования заключается в развитии теории и методологии разработки систем принятия решений по обеспечению радиационной безопасности при утилизации ядерных объектов на основе использования при оценке уровней радиационной угрозы и формировании мер по ликвидации последствий радиационного воздействия адекватных закономерностям распространения радиации и связанным с нею рисков моделей и методов их измерения, распространения, прогнозирования и управления.

Практическая значимость исследования заключается в возможности использования его результатов при организации управления безопасностью в случае аварий с выбросом радиации при утилизации судов с ЯЭУ в районах размещения объектов инфраструктуры ее проведения и обеспечения.

Материалы работы могут быть использованы при подготовке специалистов МЧС, других министерств и ведомств, занимающихся проблемами управления радиационной безопасностью.

Апробация результатов работы. Основные научные положения и результаты диссертации докладывались и получили одобрение на Международных научно-практических конференциях Реструктурирование экономики: ресурсы и механизмы, С-Пб., 25-27 января 2010 г., Двадцать третьих Международные Плехановские чтения, М., 19-23 апреля 2010 г.

Результаты диссертации были использованы при разработке международного проекта МЕ)ЕР 003 Усовершенствование системы радиационного мониторинга и аварийного реагирования в Мурманской области в 2003-2007 гг., и используются в настоящее время при реализации аналогичного проекта в Архангельской области. Некоторые результаты диссертационного исследования используются в учебном процессе в РЭА им. Г.В. Плеханова при проведении занятий по дисциплинам Теория риска и Управление рисками в атомной энергетике.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 6 печатных работ, общим объемом 2,7 п.л. в которых личный вклад автора составил 2,0 п.л., из них 4 работы опубликованы в журналах, входящих в список ВАК.

Структура работы, Материал диссертации размещен на 131 стр. и включает в себя введение, три главы основного текста, заключение, список использованной литературы, содержащий 124 позиции, в т.ч. 60 - на английском языке. Кроме того в работе представлены два приложения. Текст диссертации содержит 18 рисунков и 6 таблиц, в приложениях размещено 2 рисунка.

II. ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

1. В работе отмечено, что утилизация ядерных объектов является завершающим этапом их жизненного цикла, который характеризуется реальными рисками аварий, сопровождающихся утечкой радиации в ОС. Особенно это относится к судам с ЯЭУ (атомные подводные лодки, ледоколы и надводные корабли ВМФ, суда обеспечения ядерного флота), утилизация которых характеризуется недостаточной технологичностью. Наиболее значительные утечки радиоактивных веществ в ОС при утилизации судов с ЯЭУ возможны в случаях:

Х СЦР во время выгрузки реакторов;

Х нарушения герметичности бассейнов-хранилищ ОТВС, ТРО, береговых емкостей хранения ЖРО.

Очевидно, что риски утечки радиации возрастают в условиях массового вывода судов с ЯЭУ из эксплуатации, продожающегося в РФ уже более 20 лет в связи с выработкой их ресурса и во испонение международных обязательств по разоружению.

Наиболее тяжелые последствия могут иметь место при авариях, связанных с СЦР. Ее следствием является взрыв, сопровождающийся выбросом значительной активности в виде аэрозолей. По имеющимся оценкам и фактическим данным в выбросе могут содержаться: около 1 т теплоносителя с активностью 105-108 Бк/л; диспергированные конструкционные материалы активной зоны с наведенной активностью ~1012 Бк/л и другие аэрозольные соединения продуктов деления. В целом, выброс будет характеризоваться следующими параметрами: высота центра облака ~70-180 м; скорость сухого осаждения ~ 4-14 см/сек, суммарная активность выброса может достигать десятков тысяч Ки.

Затопление судна с ЯЭУ может привести к попаданию в морскую среду радионуклидов с суммарной активностью 3,7-1016Бк(106 Ки).

Реальная возможность таких аварий обусловливает необходимость разработки и внедрения в практику систем обеспечения радиационной безопасности

и снижения радиационных рисков жизнедеятельности в зонах расположения предприятий по утилизации судов с ЯЭУ.

2. Предложены показатели для оценки рисков аварий при утилизации судов с ЯЭУ, сопровождающихся утечкой радиации. Эти показатели базируются на оценках радиационного риска, определяемого как вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате обучения в течение жизни. Эта характеристика обычно оценивается на основе беспороговых линейных зависимостей типа доза-эффект следующего вида:

Гс = \Ге-Е-р(.Е)<1Е, (1)

где под эффектом гс понимается вероятность возникновения в течение всей жизни (-70 лет) смертельного или несмертельного (приведенного по последствиям к смертельному) рака, серьезных наследственных заболеваний, а под дозой (эффективной дозой) - количество энергии излучения, поглощенного единицей массы тела, скорректированного с учетом опасности вида излучения (р, у, X и т.д.) чувствительности органа (легкие, печень и т.д.); гЕ - коэффициент пожизненного риска сокращения длительности жизни в среднем на 15 лет, представляющий собой линейно-кусочную функцию от уровня дозы Е. Он устанавливается отдельно для населения и персонала;

р(Е) - распределение вероятностей эффективной дозы Е, получаемой индивидуумом в течение жизни.

Наряду с индивидуальным в работе используется показатель колективного пожизненного риска, определяемого для совокупности индивидуумов как сумма их индивидуальных рисков. В случае их равнозначности колективный риск Б может быть оценен как

й = гс-Ы (2)

где N - количество лиц с индивидуальным риском гс.

С использованием выражения (1) в работе были получены оценки индивидуального риска при штатных режимах утилизации судов с СЭУ для персонала, уровень которого не превышает 1,8-10'4, и для проживающего в окрестностях СРЗ населения - не более 6-10"6. При этом были использованы данные об усредненных уровнях излучения в этих зонах и времени пребывания работников на территории СРЗ.

Для оценки уровней радиационных рисков при нарушениях штатного режима утилизации судов с ЯЭУ и авариях в работе предложено использовать следующее обобщенное выражение распределения р{Е):

+ frPE/i) (3)

где f, - вероятность аварии г-го типа; /Д = f " вероятность безаварийной работы объекта; р0(Е/0) - условное распределение годовой эффективной дозы в штатном режиме; p,(EIi) - в случае аварии z'-ro типа.

В работе обосновано, что в качестве распределения ре(Е/0) в расчетах можно использовать дельта-функцию в точках пространства с постоянными дозами, характеризующими их усредненные уровни для персонала и населения. Для оценки вероятностей / и распределений p,(E/i) предложено (в зависимости от поноты информации) использовать статистические, аналитические, нормативно-экспертные и комбинированные методы, учитывающие объемы радиации, поступавшей в ОС, пути и время ее воздействия на организм человека и другие факторы.

3. Разработаны методологические подходы к управлению безопасностью и рисками жизнедеятельности в районах размещения СРЗ. Эти подходы базируются на принципе приемлемости риска (принцип ALARA), предполагающем, что затраты на снижение риска (повышение безопасности) не дожны превосходить достигаемые на их основе эффекты. С учетом содержания выражений (1) и (3) вся совокупность мер по управлению безопасностью в зоне утилизации судов с ЯЭУ по своей направленности в работе разделена на три группы:

Х меры непосредственной защиты, направленные на выявление, предотвращение и устранение причин и условий возникновения внештатных ситуаций;

Х меры непосредственной защиты ОС, персонала и населения от ионизирующего излучения как в штатных, так и во внештатных режимах утилизации;

Х меры по устранению и смягчению последствий утечки радиации (реабилитации).

При этом основной целью использования мер профилактики является снижение вероятностей аварийных ситуаций при утилизации судов с ЯЭУ, т.е. вероятностей /,, i = lT и, соответственно, повышение вероятности /0. Целью

мер защиты - снижение уровня радиационного воздействия Е на ОС и людей непосредственно после возникновения инцидента (т.е. в начальной фазе аварии), а мер реабилитации - в более отдаленной перспективе. С количественных позиций эти группы мер обеспечивают формирование распределений р(,ЕИ) с тонкими правыми хвостами, характеризующимися меньшими значениями вероятностей получения больших значений эффективной дозы Е.

Эффективность системы обеспечения радиационной безопасности при утилизации судов с ЯЭУ в общем случае предложено оценивать по величине издержек этого процесса, которая определяется следующей суммой

/ = 5 + г (4)

где ^(г.Д.г) - стоимостной эквивалент риска, зависящий от уровня затрат 2, предпринятых с целью его снижения. В общем случае эти затраты определяются как следующая сумма

г^Ек+ЕЪ (5)

где У1 - затраты на предупреждение -и аварийной ситуации; IV, - затраты на обеспечение защищенности ОС и населения при 1-й аварии, / = 1Тп-

С учетом затрат распределение р(Е) преобразуется к следующему виду:

= + Е т)-Р,(Е/1,Цг,), (6)

В работе задача эффективного управления обеспечением безопасности при утилизации судов с ЯЭУ представлена как задача определения оптимальных затрат К*,, и IV*,, минимизирующих функционал (4) при ограничениях по уровню допустимого риска и приемной величине затрат При этом в работе показано, что с учетом всех переменных выражение для критерия (4) принимает следующий вид:

/(5,2) = (У,+1Г,) + Е III г,(Ая)р(Ай ЩАл(У,УПЛ, (7)

I I 1 л о Д

где Ая - уровень радиоактивности в рассматриваемой зоне .г в момент г, зависящий от принятых мер V и Щ

р{АяН) - распределение вероятностей радиоактивности по зонам и во времени при инциденте г;

г((Л,,) - показатель пересчета ионизирующего воздействия в зоне Б в стоимость ущерба дляу'-го реципиента при г'-м инциденте.

4. В работе отмечено, что эффективность управления безопасностью и рисками утилизации судов с ЯЭУ зависит от двух условий:

Х обоснованности состава мер по снижению радиационных рисков и ликвидации последствий радиационного загрязнения;

Х своевременности их принятия в случае аварии.

Обеспечение этих условий предполагает необходимость выпонения системой управления радиационной безопасностью ряда функций, состав которых зависит от фазы аварии.

В штатном режиме они ограничиваются лишь радиационным контролем; на ранней фазе аварии - экспресс оценками объемов утечки радиации и проведением первоочередных мер по защите населения и персонала; на средней стадии - с оценкой закономерностей распространения радиации в ОС, зонированием территории по уровню загрязнения и организацией жизнедеятельности в зонах с разными его уровнями с учетом ограничений по величине допустимого радиационного риска; на заключительной стадии аварии, после ликвидации утечки радиации, система управления осуществляет контроль за радиационной ситуацией, уточняет режимы жизнедеятельности на загрязненных территориях, разрабатывает рекомендации по их реабилитации и т.п.

Кроме того системой управления дожны выпоняться функции координации процесса обеспечения радиационной безопасности в регионе.

5. В работе обосновано, что в условиях однотипности предприятий по утилизации судов с ЯЭУ и функций управления радиационной безопасностью в зонах их расположения представляется целесообразным сформировать систему управления этим явлением в виде территориально распределенной структуры, состоящей из однотипных элементов - кризисных центров территориального управления ЧС, замкнутых на единый региональный кризисный центр. С учетом приведенного состава функций автором предложена следующая структура регионального кризисного центра (см. рис. 1).

В работе представлен подробный состав задач, решаемых каждой из подсистем кризисных центров ЧС, с учетом требований по периодичности их выпонения, рассматриваемым параметрам, надежности работы и точности предоставляемой информации. При этом отмечено, что критерию минимума затрат соответствуют гибридные варианты, которые используют минимально необходимое количество аппаратных средств для сбора, обработки и передачи информации, и эффективное математическое обеспечение, позволяющее на основе этой информации получить объективную картину радиационной обстановки

и выработать экономически эффективные решения по обеспечению радиационной безопасности в случае аварии.

Рис. 1. Укрупненная структура региональной системы управления радиационной безопасностью ирисками в утилизации судов сЯЭУ 6. В работе сформулирована задача оптимизации состава измерительной аппаратуры метрологической подсистемы КЦ с учетом ее высокой стоимости и требований по поноте и достоверности представляемой ею информации, используемой при разработке прогнозов пространственно-временного распределения радионуклидов в ОС.

Обосновано, что количество датчиков, достаточных для обнаружения и уверенной оценки объемов выбросов радионуклидов в атмосферу на расстоянии Я от места выброса, дожно определяться при наихудших условиях рас-

пределения радиоактивности (т.е. при наиболее узком следе ее распределения), исходя из следующего выражения:

и = [2яй/а]+1 (8)

где п - количество датчиков, Л и 8 - расстояние места его размещения от места аварии (выброса) и ширина следа, при которых мощность дозы выпадения радионуклидов на грунт равна порогу чувствительности датчика (обычно 0,1-0,05 мкЗв/час); [ ] - главная часть отношения.

В частности, для аварии с СЦР, ширина следа, соответствующая уровню загрязнения фунта ~ 0,2 мкЗв/час на радиусе 500 м от источника, оценивается (и подтверждается данными изменений) величиной приблизительно в 300 м. Из этого следует, что для уверенного обнаружения аварии и измерения ее последствий на этом радиусе необходимо 11 датчиков.

С целью получения информации, достаточной для достоверного формирования распределения загрязнения в ОС, датчики целесообразно распределять по окружностям с радиусами от потенциального источника выброса в 0,5, 2,5 и 5 км на расстояниях друг от друга, соответствующих минимально ожидаемой ширине следа выброса.

Кроме того, датчики дожны обеспечивать достоверную оценку радиационных рисков в местах массового проживания населения. Для этого их необходимо размещать на территориях населенных пунктов, расположенных в зонах возможного воздействия радиации.

Оценки уровня радиационного загрязнения на всей территории возможного распространения радиации предлагается получать на основе моделей распространения радиоактивности, достаточную исходную информацию для проведения расчетов по которым будут предоставлять стационарные датчики.

В целях повышения достоверности и точности измерений уровней радиоактивности в зонах возможных аварий, а, следовательно, и получаемых на их основе расчетных оценок радиационной обстановки, в работе предложено в состав метрологических подсистем ввести передвижные пункты радиационной разведки. Целесообразность их использования особенно возрастает в зонах, характеризующихся сложными рельефами, метеоусловиями, течениями и т.п., которые обычно не учитываются в моделях расчета распределений радиоактивности.

Необходимыми элементами метрологических подсистем являются средства и сети передачи данных о радиологической обстановке в кризисные центры, которые используются в прогнозных и аналитических подсистемах для решения соответствующих задач. В работе отмечено, что эти элементы могут формироваться всеми известными способами (модемами, в виде отдельных линий связи, каналов АТС и т.п.),

7. Для оценки радиационных последствий в зонах возможных аварий при утилизации судов с ЯЭУ в текущем (оперативном) режиме и в перспективе в работе предлагается использовать комплекс моделей распространения радиоактивности в воздушной и морской средах и методов оценки ее концентрации на земной поверхности и грунте. Эти модели в качестве исходной информации используют данные о месте аварии, результаты измерений и предварительных расчетных оценок объемов утечки радиации и ее распределения в ОС, представляемые метрологическими подсистемами КЦ.

Модели разделяются по степени сложности, трудоемкости, составу используемой информации на два класса: инженерных и уточненных расчетов. Более простые модели первого класса обычно используются для первичной, быстрой оценки радиационной обстановки в зоне аварии. На основе этих оценок определяется состав неотложных мер по снижению уровня и последствий воздействия радиации на персонал предприятий и население. Более сложные модели второго класса позволяют получить более достоверные распределения радиации в ОС, которые используются при обосновании решений по снижению последствий аварий и связанных с ними издержек.

В качестве моделей инженерных расчетов распределения радиации в атмосфере и на земной поверхности предлагается использовать различные модификации Гауссовой модели, что соответствует и рекомендациям МАГАТЭ. Базовое уравнение такой модели имеет следующий вид:

С(х,у,г,0 =е0(2^)-3/2(<тзс^аг)-1 ехр

где С - концентрация в точке (х\ у\ г) в момент времени 1, отсчитываемый от момента выброса; координаты х', у', г' относятся к системе, расположенной в центре перемещаемого облака; Qo - мощность выброса; Г,(/ = *',/,*') - коэффициенты

диффузии в соответствующих направлениях к ветру (вдоль, поперек и вертикально).

Ограничения применимости Гауссовой модели и ее модификаций (расчеты проводятся только для приземного слоя атмосферы, при высоте выброса от 10 до 100 м над однородной поверхностью, для малых расстояний (меньше 10 км), при скорости ветра более 0,5 м/сек) не всегда выпоняются на практике, что требует совершенствования методов моделирования пространственно-временного распределения радиоактивности.

В работе при получении более точных оценок распределения радиоактивности в атмосфере и на земной поверхности на продожительный период предложено использовать систему моделей, учитывающую более сложные процессы переноса примесей из верхних слоев атмосферы в приграничные слои. Эта система, имеющая название Лагранжевой модели объединяет гидродинамическую модель (ГДМ), метод Монте-Карло (ММК), применяемый для расчета турбулентной диффузии, и модель Гаусса (рис. 2)

Рис. 2. Лагранжевая модель расчета трехмерной (Зф структуры поля ветра и турбулентности, метод Монте-Карло

При этом ГДМ используется для формирования более точного трехмерного поля скорости ветра на момент поступления метеоданных. На основе модели Гаусса определяются реальная конфигурация радиоактивного облака и закономерности его перемещения в пространстве и во времени. Метод ММК допоняет модель Гаусса, если условия ее использования не выпоняются, Данная система моделей пространственно-временного распределения радиоактивностей реализована в виде программного комплекса Нострадамус, разработанного в ИБРАЭ РАН.

Использование этой модели для оценки распределения радиоактивности в зоне аварии с СЦР с приведенными выше параметрами позволило установить, что общая площадь загрязнения с мощностью экспозиционной дозы свыше 1 мР/ч (эффективная доза (3-40-80 мЗв/год) составляет порядка 12 км2. Кроме того на территории примерно такой же площади уровень эффективной дозы составит 20-30 мЗв/год. В более отдаленной от места аварии зоне с площадью около 20 км2 эта характеристика не превысит 10-20 мЗв/год.

В работе показано, что при таких объемах утечки и закономерностях распределения радиации при авариях с СЦР в ходе утилизации судов с ЯЭУ существует возможность получения персоналом эффективной дозы в 500 мЗв в результате кратковременного сильного облучения. При такой дозе существует высокая вероятность возникновения детерминированных эффектов. Население может получить эффективную годовую дозу не выше 60-80 мЗв, что ограничивает уровень индивидуального риска величиной 5,8-10"3. При таких уровнях загрязнения обеспечение радиационной безопасности связывается с укрытием населения и персонала, йодной профилактикой, обеспечением незагрязненными продуктами питания и водой на ранней стадии аварии и временным отселением людей или только наиболее уязвимого контингента (беременных женщин и детей), ограничении времени пребывания на загрязненной территории, ее непродожительной выдержкой и дезактивацией на других ее фазах.

8. При оценке распределения радиоактивных веществ в водной среде при их утечке с судов с ЯЭУ и объектов инфраструктуры их обеспечения, в работе учитывались пути и закономерности их переноса от места утечки радиоактивности до среды, характеризующиеся соответствующими цепочками.

Для каждого из звеньев этих цепочек было предложено оценивать закономерности изменения активности 1-го нуклида на основе следующего уравнения

= -<Л+4)4* (Ю)

где Л, - постоянная распада '-го нуклида; - постоянная распада материнского нуклида; ак - постоянная очистки в к-м звене; А, к - активность г-го нуклида в к-м звене; к = 1, N.

С учетом (10) при N последовательных звеньях объем выхода г-го нуклида в водную среду (Ц) в момент I можно оценить на основе следующего выражения:

6,(0 = А = (11)

и. ; -ткл.-л.)

Л-1 пФт

где (^ - объем выхода г-го нуклида в водную среду в момент Аш - активность г-го нуклида в последнем звене, непосредственно граничащим с забортным пространством; Д, - постоянная выхода из Л''-го звена в забортное пространство.

На основе известных значений Ql(t) придонные концентрации радионуклидов могут быть оценены с использованием различных модификаций моделей Гаусса, учитывающих закономерности распространения радионуклидов в акватории при различных ее характеристиках рельефа дна и течений. Эти модели дают удовлетворительные по точности результаты в 100 метровой зоне в краткосрочной перспективе (1-2 дня). Для получения прогнозов концентраций радионуклидов на 2-3 недельный период при сложных конфигурациях морской среды (системе бухт) в работе предложено использовать так называемые боксовые модели, а при наличии сложных течений - двумерные и трехмерные модели, позволяющие получать достоверные прогнозы на период до 2-3 месяцев.

Анализ возможных сценариев затопления судов с ЮУ и радиоактивными отходами показал, что максимальная удельная активность на судне не превышает 10'2 Ки/л =3,7-108 Бк/дм3 и в течение года радионуклиды поностью перемешиваются с водой в трюмном пространстве, поступая из него в акваторию. При этом радиоактивное загрязнение морской среды и дна относительно невелико (в пределах 10 Бк/дм3). При таких уровнях загрязнения обеспечение радиационной безопасности, в основном, связывается с ограничением потребле-

ния морепродуктов, добываемых в акватории с затопленными судами с ЯЭУ. Для обнаружения и измерения такой радиоактивности в работе предложено использовать мобильные детекторы, располагаемые внутри судна и на маршруте его следования на специальных буях.

9. В работе обосновывается, что общая постановка задачи управления радиационной безопасностью при утилизации судов с ЯЭУ может быть разделена на две независимые составляющие: снижение вероятности аварии и снижение издержек управления в аварийной ситуации.

Решение первой задачи предполагает определение зависимостей /,(К(), связывающих вероятность проявления j'-го сценария аварии с мерами VД i = lT, предпринимаемыми с целью ее снижения, и выбора рационального состава мер, обеспечивающих снижение этих вероятностей до нормативных значений .

В работе рассмотрены возможные подходы и методы оценки значений /, (статистические, аналитические, экспертные) и с использованием дерева событий получены выражения, которые позволили оценить вероятности аварий, сопровождающихся: а) выбросом радиоактивных веществ в атмосферу при выгрузке обработанной активной зоны; б) выходом радионуклидов в акваторию при затоплении CATO. Вероятность, например, первой аварии определяется следующим выражением:

fl=(Pn+Pn)Pl\(Pl\+Pn)P<\P\Pb\ О2)

рп - вероятность отсутствия крышки на реакторе; Рп - вероятность отсутствия стопоров на компенсирующих группах; рп - вероятность слабого закрепления судна; рп - вероятность шторма или ошибки в управлении судном (рп), приводящей к его опрокидыванию; ptl - вероятность запонения активной зоны водой, psl - вероятность возникновения СЦР; ры - вероятность взрыва.

Выражение аналогичного типа было предложено для оценки вероятности попадания радионуклидов в морскую акваторию.

Значения вероятностей рассматриваемых элементарных событий в настоящее время могут быть оценены в основном экспертным путем. Использование таких оценок позволило установить, что вероятности рассмотренных сценариев аварий находятся в пределах 10"3-5'10"3, что свидетельствует о достаточно высоких уровнях радиоактивных рисков в зоне утилизации судов с ЯЭУ.

10. В случаях серьезных аварий в ходе утилизации судов с ЯЭУ разработка рациональной стратегии обеспечения радиационной безопасности осуществ-

ляется в аналитических подсистемах КЦ. Основной для формирования рационального состава мероприятий являются зависимости, связывающие затраты на их проведение и ущербы от загрязнения с влияющими на них факторами. Примерами таких рассмотренных в работе зависимостей являются следующие выражения, связывающие затраты с численностью населения

- стоимость по защите населения и персонала от радиации на ранней стадии аварии г0

где уъ - удельные затраты в расчете на одного человека;

- затраты на временное переселение

г,=г.Г(* + 1?), (14)

где г, - продожительность отселения (меньше года), g - стоимость питания, проживания одного человека; д - средние потери дохода на одного отселенного.

- потери от выдержки территории

1г = + ^) ехр- [о + </]г,, (15)

<рж и <рш - стоимости жилого и нежилого фондов в расчете на одного жителя; а и - коэффициенты их амортизации и дисконтирования; гД - время выдержки (больше года);

- затраты на дезактивацию

23=г-С0 ]л-з~, (16)

где Е - наблюдаемый уровень дозы, Ер - ее допустимый норматив, С0 - константа.

Ущерб здоровью населения загрязненной территории Ун ставится в зависимость от колективной эффективной дозы 8Н

ГН~ИН, (17)

где X имеет смысл единицы колективной дозы с размерностью руб./чел.-Зв.

При этом на практике обычно предполагается, что доза в 1 чел.-Зв. приводит к ущербу, равному потере 1 чел. года жизни, а стоимость этого показателя приравнивается к годовому среднедушевому ВВП (~300 тыс.руб.).

В работе представлены модификации этих зависимостей, адекватные различным сценариям вмешательства по устранению последствий загрязнения и защите населения.

11. В работе рассмотрены постановки и решения задач оптимизации стратегий обеспечения безопасности при авариях с СЦР при их различных последствиях, характеризующихся интервалами мощностей эффективных доз А (520 мЗв/год), В (20-50 мЗв/год), С(выше 50 мЗв/год).

Критерием задач является минимум издержек управления, которые в областях доз А и В определяются следующим выражением:

тш(УД + ) = ти/л + ГС01пЧ] (18)

где цг - коэффициент, зависящий от скорости распада радионуклидов.

При решении задачи дожны учитываться ограничения по среднему уровню индивидуальной дозы и по ресурсам.

В работе показано, что абсолютный оптимум по уровню допустимой дозы Ея определяется следующим выражением:

где у - коэффициент, связывающий уровень дозы Ел с ущербом и зависящий от периода загрязнения.

В областях доз С критерий (18) преобразуется к виду: тт{Ун+УД+гз) (20)

где Гл =Я-5л - стоимостной ущерб здоровью персонала, проводящего дезактивацию, .?Д.- величина колективной дозы, полученной персоналом.

Точка абсолютного оптимума в этом случае определяется следующим выражением:

Е. С+СаЕ-в + С,Е-аV (21)

у/Л ^ \jfFM

где в - доля оплаты труда по дезактивации в общих затратах на ее проведение; О - среднегодовая заработная плата персонала ; М - количество персонала постоянно занятого на работах по дезактивации.

Результаты решений этих задач свидетельствуют, что минимум издержек стратегий по обеспечению безопасности находится в пределах дозы Е\ от 10 мЗв/год (без учета ущерба дезактиваторам) до 20 мЗв/год (при соотношении де-зактиваторов и населения М/N = 215). Уровень этих издержек составляет величину порядка 1,5 мрд. рублей при численности населения 5000 человек. При

этом абсолютное значение Е\ растет согласно экспоненциальной зависимости от мощности начальной дозы и при дозах Е > 200 мЗв/год его величина выходит за рамки дозовых ограничений в 20 мЗв/год.

В работе отмечено, что в случае использования последних рекомендаций Международной комиссии по радиационной защите (публикация 103 МКРЗ, 2007 г.), согласно которьм коэффициент номинального риска (10"2 Зв"1) для стохастических эффектов с учетом их вреда от облучения населения снижен с величины 7,3 до значения 5,7, рубеж допустимых годовых доз может превзойти уровень в 20 мЗв/год. В этом случае оптимальные решения по реабилитации, удовлетворяющие этим ослабленным ограничениям, существуют в областях начальных доз Е < 300 мЗв/год.

12. В работе представлены предложения по организации инструментального и программного обеспечения систем обеспечения радиационной безопасностью при утилизации судов с ЯЭУ. Отмечено, что основой метрологической подсистемы по суше могут быть ПК, обеспеченные совокупностью датчиков (радиационных, параметров атмосферы и т.п.), сформированных в сеть сбора и передачи информации на базе Intel 87С51 (рис. 3).

Рис. 3. Схема поста контроля

Программный комплекс дожен включать в себя:

- программы управления измерительной аппаратурой;

- информационные ресурсы (базы данных по предприятиям, производящим утилизацию, по метеоусловиям, радиационной обстановке, ресурсному обеспечению работ;

- программные средства анализа и прогноза РО;

- программные средства принятия решений по видам вмешательства и некоторые другие.

В заключении работы обобщены представленные в ней результаты и вытекающие из них выводы.

Основные положения диссертации отражены в следующих работах:

1. Медведь Ю.И. Опасности и сценарии их проявления при утилизации ядерных объектов (на примере судов с ЯЭУ)// Экономика природопользования, № 5, 2009, 0,6 п.л. (Издание входит в список ВАК).

2. Тихомиров Н.П., Медведь Ю.И. Оценка показателей радиационных рисков утилизации судов с ядерными энергетическими установками // Вестник Российской экономической академии им. Г.В. Плеханова, 5(29), 2009, 0,4 п.л. (авторский вклад - 0,2 п.л.). (Издание входит в список ВАК).

3. Медведь Ю.И. Организация управления безопасностью и рисками утилизации судов с ядерными энергетическими установками // Экономика природопользования, № 6,2009,0,6 п.л. (Издание входит в список ВАК).

4. Медведь Ю.И., Потапов И.И. Методологические подходы к организации мониторинга радиационных рисков утилизации судов с ядерными энергетическими установками // Экономика природопользования, № 6, 2009, 0,6 п.л. (авторский вклад - 0,3 п.л.) (Издание входит в список ВАК).

5. Тихомиров Н.П., Медведь Ю.И. Методы оценки эффективности и целесообразности реабилитации территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению. - В сб.: Реструктурирование экономики: ресурсы и механизмы (материалы конференции) -СПб, 2010,0,4 п.л. (авторский вклад - 0,2 п.л.).

6. Медведь Ю.И. Система мониторинга радиационно-опасных объектов /Тезисы докладов конференции Двадцать третьи международные Плехановские чтения, 19-23 апреля 2010, М., 2010,0,1 п.л.

Напечатано в типографии ГОУ ВПО РЭА имени Г. В. Плеханова. Тираж 100 экз. Заказ № 62

Диссертация: содержание автор диссертационного исследования: кандидат экономических наук , Медведь, Юрий Иванович

Список сокращений Введение

Глава 1. Теоретико-методологические проблемы оценки рисков и обеспечения безопасности при утилизации ядерных объектов (на примере судов с ЯЭУ)

1.1. Структуризация опасностей и сценариев их проявления при утилизации ядерных объектов

1.2. Системы показателей радиационных рисков и подходы к их оценке

1.3. Концептуальные подходы к организации управления безопасностью и рисками утилизации ядерных объектов

1.4. Структура системы управления радиационной безопасностью и рисками при утилизации судов с ЯЭУ

Глава 2. Методологические подходы к разработке информационно-аналитического обеспечения управления безопасностью и рисками утилизации судов с ЯЭУ

2.1. Особенности технического и программного обеспечения метрологических подсистем

2.2. Принципы и подходы к разработке методов и моделей распространения радионуклидов в атмосфере

2.3. Особенности и предпосыки моделирования распространения радиоактивных веществ в водной среде

Глава 3. Методы и модели аналитического обеспечения управления безопасностью и рисками утилизации судов с ЯЭУ

3.1. Концептуальные подходы к определению рационального состава мероприятий по обеспечению радиационной безопасности в районах утилизации судов с ЯЭУ

3.2. Методы оценки рисков внештатных ситуаций при утилизации судов с ЯЭУ

3.3. Предложения о характере взаимосвязей затрат на обеспечение безопасности с ущербами от аварий при утилизации судов с ЯЭУ

3.4. Оптимизация стратегий обеспечения радиационной безопасности в аварийных ситуациях при утилизации судов с ЯЭУ

3.5. Инструментальные средства систем обеспечения радиационной безопасности

Диссертация: введение по экономике, на тему "Системы аналитической поддержки обеспечения радиационной безопасности при утилизации судов с ядерными энергетическими установками"

Актуальность темы исследования. Увеличение числа ядерных объектов, сроки эксплуатации которых уже завершились или завершаются в ближайшее время, объективно способствуют росту масштабов их утилизации, являющейся завершающим этапом их жизненного цикла. Вместе с тем этот этап характеризуется значительными рисками утечки радиации, последствия которой могут проявляться в виде потерь здоровья и жизни людей, утраты материальных и природных ресурсов, вывода из оборота территорий и других видов ущербов.

Снижение уровня радиационных рисков, в свою очередь, предполагает необходимость разработок и внедрения в практику систем обеспечения безопасности жизнедеятельности в районах проведения утилизации ядерных объектов. Основными функциями таких систем являются: сбор и обработка информации о радиационной обстановке, оценка рисковых характеристик возникновения аварийной ситуации, прогнозирование радиационной обстановки, оценка радиационных рисков и связанных с ними потерь, разработка обоснованных рекомендаций по применению экстренных мер по защите от радиации населения и формированию стратегий по обеспечению безопасной жизнедеятельности и реабилитации загрязненных объектов и территорий, координация работ различных служб и подразделений, в рамках общего управления сложившейся чрезвычайной ситуацией. Выпонение этих функций предполагает использование адекватных их содержанию систем аналитического обеспечения управления радиационной безопасностью. Вместе с тем, в научной литературе подходы к разработке таких систем освещены крайне недостаточно, что обусловлено относительной новизной проблемы обеспечения радиационной безопасности при утилизации ядерных объектов, различные типы которых характеризуются значительной спецификой как технологий их утилизации, так и связанных с ними рисков радиационных аварий. В немалой степени это относится к судам с ЯЭУ, в процессе утилизации которых могут иметь место самопроизвольные цепные реакции, сопровождающиеся выбросом значительного количества радионуклидов в атмосферу, утечки радиации в акваторию, вызванные нарушениями герметичности бассейнов-хранилищ, ОТВС, береговых (плавучих) емкостей для сбора и хранения средне- и высокоактивных ЖРО. Такая ситуация обусловлена тем, что суда с ЯЭУ, как и инфраструктура их утилизации, относятся к объектам так называемого ядерного наследия, которые проектировались при существовавших около полувека назад ограничениях по радиационной безопасности, не соответствующих современным требованиям.

Необходимость совершенствования разработок в области аналитического обеспечения управления безопасностью при утилизации судов с ЯЭУ и предопределяет актуальность тематики данного диссертационного исследования.

Степень научной разработанности проблемы

В научной литературе опубликовано достаточно большое количество работ как российских, так и зарубежных специалистов, в которых рассматриваются подходы к решению проблем обеспечения безопасности при авариях на ядерных объектах, сопровождающихся утечкой радиации. Среди них можно выделить работы P.M. Алексахина, Р.В. Арутюняна,

A.И. Бахметьева, JI.A. Болынова, Р.П. Бурко, H.H. Линге, Т. Кази, P.M. Остместора, О. Павловского, А.Н. Панова, У.К. Портера, А. Пугаченко, В.И. Рачкова, А.П. Семенова, А.П. Феоктистова, Ч.Д. Фергюсона, Д.А. Ходека и некоторых других.

Эти подходы, учитывающие особенности радиационного воздействия радиации на окружающую среду и человека, в определенной степени базируются на концепции приемлемого риска, лежащей в основе управления техногенными и природными чрезвычайными ситуациями. Особенности этой концепции достаточно детально рассматривались в работах В.А. Акимова,

B.Т. Амырова, В.Н. Буркова, Я.Д. Вишнякова, Ю.Л. Воробьева, A.A. Гусева, В.И. Данилова-Данильяна, Е.Е. Ковалева, А.И. Попова, Г.П. Серова, Н.П. Тихомирова, Э. Дж. Хенли, A.B. Шапкина и ряда других авторов.

Вместе с тем, причины и последствия аварий при утилизации судов с ЯЭУ, сопровождающихся утечкой радиации, имеют определенные особенности, обусловливающие необходимость совершенствования уже имеющихся научно-практических разработок в сфере обеспечения радиационной безопасности. К их числу можно отнести аварийные ситуации при затоплении судов, возможность СЦР при нарушениях технологий перегрузки ядерного топлива, специфические закономерности распространения радиации в водной и воздушной средах, обусловленные характером природных процессов в зонах распространения предприятий по утилизации судов и объектов инфраструктуры их обеспечения, относительно небольшие объемы радиоактивных выбросов и утечек, близкую расположенность населенных пунктов к местам утилизации и некоторые другие. Эти особенности предъявляют определенные требования к обеспечению безопасности при утилизации судов с ЯЭУ, связанные с необходимостью раннего обнаружения места утечки радиации, оперативного выявления закономерностей ее распространения, оценкой эффектов I воздействия радиации на человека, использования мер защиты, адекватных радиационной угрозе, и другими аспектами. Реализация этих требований обусловливает целесообразность совершенствования аналитического обеспечения управления радиационной безопасностью при утилизации судов с ЯЭУ на основе разработок систем поддержки и принятия решений, выпоняющих основные функции по обнаружению, измерению, оценке воздействия радиации на человека, формированию рациональной структуры мероприятий по защите от радиации и реабилитации территорий.

Недостаточная разработанность этой проблематики и предопределила цели и задачи данной работы.

Цель диссертационного исследования состоит в разработке и совершенствовании систем аналитического обеспечения управления радиационной безопасностью в районах размещения предприятий, утилизирующих суда с ядерными энергетическими установками, адекватных по составу выпоняемых ими функций и затратам сценариям проявления и последствиям аварийных ситуаций в ходе утилизации.

Для достижения этой цели в работе поставлены и решены следующие задачи:

- определена структура возможных сценариев проявления аварийных ситуаций при утилизации судов с ЯЭУ, сопровождающихся утечкой радиации; предложена структура функций обеспечения радиационной безопасности в районах утилизации судов с ЯЭУ;