Елохин Автоматизированные системы контроля радиационной обстановки окружаюсчей среды 2012

Эквивалентная доза (HT,R) – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, WR:

HT,R = WR × DT,R , (2.20)

где DT,R – средняя поглощенная доза в органе или ткани T, а WR – взвешивающий коэффициент для излучения R.

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения. В практических расчетах для фотонов, электронов, позитронов и β-частиц значение взвешивающего коэффициента принимают равным единице (см. табл. П1 приложения). Единицей эквивалентной дозы также является зиверт (Зв).

Разные органы или ткани имеют разные чувствительности. Известно, например, что при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение гонад (половых желез) особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому для случаев неравномерного облучения разных органов или тканей тела человека введено понятие эффективной эквивалентной дозы HE.

Для определения этой величины вводят понятие риска.

Риск – вероятность возникновения неблагоприятных последствий для человека (частота смертельных случаев, снижение продолжительности жизни, частота возникновения профессиональных заболеваний, травматизма, нетрудоспособности и т.д.) вследствие облучения, аварии или другой причины, проявление которых носит стохастический характер.

Эффективная доза (HЕ) – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

где HT – эквивалентная доза в T-м органе или ткани; WT – взвешивающий коэффициент для органа или ткани T, представляющий собой отношение стохастического риска смерти в результате облу-

51

чения Т-го органа или ткани к риску смерти от равномерного облучения тела при одинаковых эквивалентных дозах (рис. 2.9), величина WT = 0,30, отведенная на все другие органы, распределяется поровну между пятью оставшимися органами и тканями, не указанными на рис. 2.9, которые получили самую высокую эквивалентную дозу.

Рис. 2.9. Взвешивающие факторы wT и риск смерти RT от злокачественных опухолей и наследственных дефектов (у первых двух поколений облученных лиц) в результате облучения на 1 человека при эквивалентной дозе 1 Зв для задач радиационной защиты

Таким образом, WT определяет весовой вклад данного органа или ткани в риск неблагоприятных последствий для организма при равномерном облучении:

При равномерном облучении всего организма эквивалентная доза в каждом органе или ткани одна и та же: НТ = Н и, следовательно, НЕ = Н. Единица эффективной дозы – зиверт (Зв).

Эквивалентная доза или эффективная эквивалентная доза характеризуют меру ожидаемого эффекта облучения для одного индивидуума. Эти величины являются индивидуальными дозами.

Доза излучения зависит от времени облучения. С течением времени доза накапливается. Изменение дозы в единицу времени назывется мощностью дозы. Мощность дозы равна

52

где dD – изменение дозы за время dt. Мощность дозы в общем случае является функцией времени D′(t).

Если эта функция известна, то дозу за некоторый интервал времени от t1 до t2 находят по формуле

t2

а при постоянной во времени мошности дозы как произведение

D = (t2 – t1)D'. (2.25)

Аналогично говорят о мощности экспозиционной дозы X′, эквивалентной дозы Н′, эффективной эквивалентной дозы HE′ , и т. д.

Эти величины могут быть как постоянными, так и изменяться во времени по некоторому закону. Их единицы – частные от деления единиц соответствующей дозы на соответствующую единицу времени.

2.5. Особенности переноса фотонного излучения вблизи границы раздела сред воздух–земля

Рассматривая перенос фотонов вблизи границы раздела двух сред с плотностью ρвозд и ρзем, ограничимся двумя случаями: 1) изотропный объемный источник, представляющий собой равномернораспределенную газоаэрозольную радиоактивную примесь, распространяющуюся только в атмосфере без радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности; 2) радиоактивные аэрозоли равномерно распределены на подстилающей поверхности (например, в следе радиоактивного облака).

В первом случае источник характеризуется объемной активностью Av Бк/м3 (Ки/м3), во втором – поверхностной активностью As Бк/м2 (Ки/м2). Иллюстрация первого случая приведена на рис. 2.10, 2.11, а второго – на рис. 2.12, 2.13. В каждом из рассматриваемых случаев нас будут интересовать особенность распределения мощности дозы и фактора накопления в воздухе в области границы раздела, поскольку дозиметрическое обеспечение системы АСКРО не дает такой детальной информации.

53

Рис. 2.10. Радиальные распределения мощности дозы D′(r, h, E0 )/D′(0, 1, E0)

вконтайменте реактора ВВЭР-1000 при E0 = 0,661 МэВ на высоте h = 4 м. Расчет методом Монте-Карло (1) и методом дискретных ординат (2)

Рис. 2.11. Радиальные распределения дозового фактора накопления BF(r, h) в контайменте при E0 = 0,261 МэВ на высоте h = 4 м.

Расчет методом Монте-Карло (1) и методом дискретных ординат (2)

54

выполнены из бетона, а внутренний радиус Rc и высота Hc соответственно составляют 22,5 и 25 м. Распределение отнормировано на значение мощности дозы, рассчитанное в точке r = 0, на высоте h = 1 м от уровня пола.

На рис. 2.11 приведено радиальное распределение фактора накопления, расчет которого проводился тоже на высоте h = 1 м. Анализ распределений позволяет констатировать следующее. При равномерном распределении радиоактивной газоаэрозольной примеси в контайменте пространственное распределение мощности дозы в его центральной области близко к равномерному, что может быть обусловлено изотропностью пространственного распределения потока фотонов. На это также указывает и пространственное распределение фактора накопления: при r ≤ 15 м соотношение между рассеянной и нерассеянной компоненой остается постоянным. Однако, при стремлении r → Rc, т.е. в области границы раздела сред мощность дозы уменьшается, поскольку в этой области возникает анизотропия пространственного распределения фотонов. Рост фактора накопления в этой области указывает на то, что рассеянная (низкоэнергетическая) компонента фотонов выше нерассеянной.

На рис. 2.12 приведено радиальное распределение мощности дозы внешнего облучения D's(r, h, E0) / D's (r = 0, h = 1, E0) от поверхностного источника, образованного радиоактивным загрязнением аэрозолей, осевших на поверхность стен, пола и потолка, после удаления объемного источника. Расчет проводился на высоте h = 4 м, (кривые 1, 3) и h = 11 м (кривые 2, 4). Расчеты нормировались также на значение мощности дозы в точке r = 0, h = 1.

Анализ результатов расчета позволяет сделать следующие выводы: при r ≤ 15 м пространственное распределение мощности дозы является равномерным, что обусловлено скорее ограниченностью объема, а в интересующей нас области r ≥ 15 м мощность дозы растет, поскольку уменьшается расстояние до источника. Фактор накопления для такого рода источника слабо отличается от единицы и лишь в области больших r → Rc уменьшается. Последнее указывает на доминирование в этой области нерассеянного компонента.

На рис. 2.13 приведены расчетные распределения рассеянной, нерассеянной и суммарной компонент мощности дозы от подстилающей поверхности в следе радиоактивного облака. Из распреде-

56

ления следует, что при h → 0 мощность дозы является величиной ограниченной.

Таким образом, приведенные на рис. 2.10–2.13 зависимости показывают, что в условиях реальной радиационной аварии на границе раздела сред воздух–земля оценка дозовых нагрузок будет определяться двумя конкурирующими эффектами, один из которых обусловлен радиоактивным загрязнением атмосферы, а другой связан с радиоактивным загрязнением подстилающей поверхности. Влияние того или другого будет определяться продолжительностью выброса.

Контрольные вопросы и задания

1.Дайте определение активности радионуклида.

2.Какое явление называют радиоактивным распадом?

3.Какие вы знаете единицы измерения активности системные (внесистемные)? Какое соотношение между ними?

4.Дайте определение постоянной распада, периоду полураспада. Какое соотношение между ними?

5.Напишите систему дифференциальных уравнений, описывающих распад материнского и дочернего продуктов распада.

6. Распад дочернего продукта распада описывается формулой N2 (t ) = N1 (0) λ1 λ−1λ2 (e−λ2t −e−λ1t ) . Проведите анализ формулы, рассматри-

вая случаи: λ2 >> λ1, λ2 << λ1, λ2 → λ1.

6.Дайте характеристику физической сущности теоремы Фано.

7.Дайте определение поглощенной дозы ионизирующего излучения. Единицы поглощенной дозы.

8.Какова физическая сущность величины мощности дозы?

57

Глава 3. ПРОБЛЕМЫ КОНТРОЛЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ И ДРУГИХ РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ ПРЕДПРИЯТИЙ АТОМНОЙ ПРОМЫШЛЕННОСТИ И МЕТОДЫ ИХ РЕШЕНИЯ

Повышение радиационной безопасности атомных электростанций и других предприятий атомной промышленности является одной из наиболее актуальных проблем атомной энергетики. Вопросы радиационной безопасности АЭС тесно связаны с экологическими проблемами окружающей среды, к которым относится проблема контроля внешней среды – воздушного и водного бассейнов, подстилающей поверхности, определения дозовых нагрузок на население, проживающее в ЗН АЭС и другие задачи. Решение экологических проблем в регионе АЭС осуществляется путем контроля радиационной обстановки в этом регионе, которая, в свою очередь, проводится с помощью систем радиационного контроля.

Сформулируем основные цели, функции и задачи систем контроля радиационной обстановки в районе размещения АЭС и других радиационно-опасных предприятий атомной промышленности [1].

Цели автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (далее просто «системы контроля») состоят в следующем:

непрерывном контроле радиационной обстановки на территории АЭС – промплощадке (ПП), в санитарно-защитной зоне (СЗЗ) и зоне наблюдения (ЗН) путем автоматизированного сбора и обработке данных с постов контроля;

выполнении прогностических расчетов распространения радиоактивности с использованием математических моделей природных процессов, а также оценок дозовых нагрузок на персонал и население при нормальной эксплуатации и при авариях на АЭС;

оперативном обеспечении лиц, ответственных за принятие решений, достоверной информацией о радиационной обстановке на территории ПП, СЗЗ и ЗН в случае радиационной аварии на АЭС.

К основным функциям системы контроля относятся: проведение измерений радиационных и метеорологических па-

раметров; сбор информации об измеренных величинах;

сигнализация отклонений измеренных или рассчитанных параметров от установленных контрольных уровней;

58

прогнозирование радиационной обстановки в районе размещения АЭС на основе расчетов по математическим моделям;

выдача рекомендаций по защите персонала и населения по результатам оценки радиационной обстановки на промплощадке АЭС в СЗЗ и ЗН;

передача специалистам по радиационной безопасности и руководству АЭС обобщенных данных о радиационном состоянии окружающей среды в районе размещения АЭС;

передача информации о радиационной обстановке внешним потребителям.

Функции системы контроля должны реализовываться в результате выполнения следующих задач:

измерения и контроля радиоактивного загрязнения внешней среды на промплощадке АЭС, в СЗЗ и ЗН;

контроля и расчета значений метеопараметров; контроля параметров газоаэрозольного выброса из вентиляци-

онных труб АЭС; расчета распространения радиоактивной примеси с газоаэро-

зольным выбросом; расчета приземной концентрации радиоактивной примеси;

расчета дозовых нагрузок на территории промплощадки АЭС, СЗЗ и ЗН при нормальной эксплуатации АЭС и в аварийных режимах;

расчета данных, необходимых для принятия решений по защите персонала и населения.

Сформулировав основные цели, задачи и функции системы контроля, проведем анализ существующих систем для выявления наиболее оптимальных. Этот анализ должен показать либо наличие оптимальной системы с точки зрения предъявляемых к ней требований, либо привести к постановке задач, решение которых позволит оптимизировать систему контроля.

3.1. Методы и средства решения задач контроля окружающей среды на различных этапах развития атомной энергетики

Развитие систем контроля окружающей среды происходило и происходит в тесном контакте с развитием средств контроля (де-

59

текторов ионизирующих излучений, анализаторов спектра α, β, γ- излучений), вычислительных средств, средств обработки, хранения отображения и передачи информации и развитием средств математического моделирования оценок и прогнозирования радиационной обстановки во внешней среде.

Системы радиационного контроля первого поколения, развивавшиеся до середины 1960-х годов, были построены, в основном, на базе автоматических пороговых детекторов, действие которых состояло в сигнализации при превышении заданного уровня (порога) радиоактивного загрязнения в небольшом числе контрольных точек, мобильных групп ручного дозиметрического контроля и центральной лаборатории для анализа проб [1]. Такого типа системы контроля ориентировались в основном на осуществление контроля за уровнем загрязнения внешней среды, обусловленных штатной работой АЭС и планово-предупредительными работами с большим временем осреднения. Основанием для такого подхода к решению проблемы являлся тот факт, что если при нормальной эксплуатации атомных электростанций и происходит некоторое количество сбросов (в поверхностные воды) и выбросов (в атмосферу) радионуклидов, то с применением систем локализации и подавления активности, а также за счет регламента эксплуатации АЭС обеспечиваются столь малые их величины, что они практически не изменяют радиационного состояния объектов внешней среды и радиационную обстановку в целом. Ядерные характеристики радионуклидов (прежде всего, периоды полураспадов), доминирующих в выбросах и сбросах, таковы, что существенного накопления активности во внешней среде не происходит.

Системы второго поколения, развивавшиеся до начала 80-х годов, содержали еще один компонент – вычислительный центр, оснащенный специальным программным обеспечением, позволяющим оценивать и прогнозировать радиационные характеристики во внешней среде при различных метеорологических условиях атмо-

сферы [2-4].

Разработка систем третьего поколения происходит в условиях интенсивного развития мощной вычислительной техники, которая позволяет использовать достаточно сложные математические модели переноса радиоактивной примеси, с помощью которых возможно проводить более детальные оценки радиационных характе-

60