Экология/3.Радиационная безопасность и

социально-экологические проблемы

Д.т.н., профессор Елохин А.П., инженер Жилина М.В.

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

ОПРЕДЕЛЕНИЕ РАДИАЦИОННЫХ характеристик

фотоноВ по показаниям гамма-дЕТЕКТОРов

АСКРО

Оценка последствий аварийных ситуаций на атомных электростанциях (АЭС) и других предприятиях атомной промышленности, при которых выброс радиоактивных примесей происходит не через венттрубы АЭС, а из отверстий, клапанов, неплотностей сосудов, рваных отверстий или щелей, возникающих в случае взрыва или разрыва резервуаров, находящихся под высоким давлением и высокой температурой, требует знания радионуклидного состава газоаэрозольной примеси. Однако, при указанных условиях экспериментально почти невозможно определить ни параметры струи, выбрасываемой из отверстий, ни объемную активность примесей, ни их радиационные характеристики, поскольку не известен спектр или средняя энергия фотонного излучения, и, в конечном счете, невозможно определить масштабы радиоактивного загрязнения окружающей среды и оценить его экологические последствия, так как подобные аварии являются крайне редкими и не могут быть прогнозируемыми. Разработка же универсальной аппаратуры, которую можно было бы использовать для определения указанных параметров и характеристик в любых ситуациях, – задача почти невыполнимая и, кроме того, может привести к нежелательному удорожанию АЭС. Тем не менее, радиоактивное загрязнение окружающей среды в случае залпового выброса примесей через отверстия может быть успешно оценено при использовании показаний технологических датчиков, устанавливаемых в сосудах и определяющих температуру и давление среды, и показаний датчиков автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО), определяющих мощность дозы внешнего облучения от облака, образовавшегося в результате выброса. При этом гамма-датчики на промплощадке и в санитарно-защитной зоне (СЗЗ) должны быть расположены по определенному правилу, которое требует, чтобы расстояние от возможного источника радиационной опасности (АЭС) до любого гамма-датчика было строго различно [1]. Для радиационного контроля окружающей среды вокруг объектов использования атомной энергии (ОИАЭ), включая и АЭС, используют системы АСКРО, эффективное развитие которые получили после радиационной аварии на Чернобыльской АЭС. Основу АСКРО, как известно, составляют детекторы фотонного излучения, расположенные определенным образом вокруг объектов использования атомной энергии, метеодатчики, используемые для определения параметров и состояния устойчивости атмосферы в регионе ОИАЭ, программное обеспечение, используемое для обработки данных измерений и прогностических расчетов для оценки масштабов радиоактивного загрязнения окружающей среды в условиях радиационных аварий [2].

характер размещения и количество датчиков в рассматриваемой области имеют определяющее значение и вытекают из демографических, экономических и экологических требований. Экономические и экологические требования вступают в противоречие, поскольку в первом случае выгоднее использовать систему радиационного контроля с меньшим количеством датчиков, а экологические требования (высокая степень информативности о радиационной обстановке при любом варианте выброса и его направлении распространения), наоборот, диктуют необходимость использования большего количества датчиков.

Возникающие противоречия устраняются, если датчики контроля разместить по периметру санитарно-защитной зоны (СЗЗ) так, чтобы при любом направлении ветра датчики мощности дозы (МД) постов АСКРО могли зарегистрировать гамма-излучение факела радиоактивных выбросов или радиоактивного облака. При этом оптимальное количество датчиков в этом случае находят по формуле: , где , R₀ – радиус санитарно-защитной зоны; δ – расстояние от оси факела выбросов, на котором значение мощности дозы гамма-излучения газоаэрозольной радиоактивной примеси, распространяющейся в атмосфере, сравнимо с пороговым значением мощности дозы гамма-датчика, осуществляющего эти измерения. Если значение δ найдено, то необходимое число датчиков определяют целой частью отношения, а достаточное - на единицу больше.

Однако, как установлено авторами, принцип размещения датчиков контроля в упомянутой выше системе контроля полностью справедлив лишь при условии, что выброс радиоактивной примеси при штатной работе или аварийной ситуации происходит из вентиляционной трубы АЭС. В этом случае наиболее важные параметры радиоактивных выбросов - начальная температура T₀, давление P₀ струи выброса, величина полной активности (мощность), радионуклидный состав и спектр гамма-излучения могут быть измерены датчиками, установленными внутри вентиляционной трубы, и с помощью этих данных может быть проведена оценка степени радиационной опасности выбросов. Совершенно иная ситуация возникает при радиоактивных выбросах в виде перегретой газовой струи из отверстий, клапанов, неплотностей сосудов, рваных отверстий или щелей, возникающих в случае взрывов или разрывов резервуаров, находящихся под высоким давлением и высокой температурой. Подобная ситуация характеризует запроектную аварию [2,3].

Такого типа аварии хоть и редко, но возникают, в чем нас убеждают события, произошедшие на японской аэс Фукусима_1 в марте 2011 года, и их последствия с точки зрения радиологического воздействия на население не могут быть прогнозируемы, если АЭС не обеспечена АСКРО.

Принцип расстановки постов радиационного контроля автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО) с учетом этих особенностей для одного энергоблока был предложен в работах [1,4] и в дальнейшем получил широкое распространение в России в результате использования его в базовом и других проектах ОАО «Атомэнергопроект» [3,5,6].

Сущность расстановки постов, предложенной в указанных работах, за-

ключается в использовании в системе контроля логически необходимого и достаточного количества датчиков N_Д, размещенных на местности равномерно по азимуту определенным образом. Каждый из датчиков N_i: где i = 1, 2,...,N_Д установлен на расстоянии R_i - от источника радиоактивных выбросов (на расстоянии r_i от основания источника), отличном от соответствующих расстояний всех остальных датчиков, например, по спирали Архимеда (см. рис.1). В центре располагается источник радиоактивного загрязнения. Величина приращения азимутального угла φ = iDj между направлениями соседних датчиков выбиралась равной , а .

предложенная система АСКРО, при использовании специального программного обеспечения [7-10], позволяет по показаниям датчиков фотонного излучения определить дифференциальный спектр φ(Е) гамма-излучения радиоактивных выбросов (факела, радиоактивного облака), а по спектру φ(Е) - среднюю энергию спектра , уточнить величину полной активности выбросов, уровни радиоактивного загрязнений подстилающей поверхности, оценить масштабы загрязнения окружающей среды в целом и рассчитать дозовую нагрузку на население как при проектных, так и запроектных авариях на АЭС.

Рассмотренный выше метод размещения постов контроля целесообразен для одного блока АЭС, но недостаточен для двух или более, поскольку, размещая на каждом блоке систему гамма-датчиков указанным выше способом, мы можем получить дублирование датчиков на каком-то направлении, что, в конечном итоге, может привести их количество к избыточному или, во всяком

случае, далеко не оптимальному.

Для оптимизации числа датчиков, расположенных между блоками АЭС, предварительно, на каждом блоке их расставляют по спирали Архимеда (см. рис.2) и находят точки пересечения двух семейств прямых, проходящих через источники выбросов и датчики рас-положенные на кривых. Затем находят дублирующие точки на выделенных направлениях. При этом точки размещения датчиков, дублирующие друг друга, и расположенные на кривых, с целью экономии финансовых и материальных средств, можно отбросить (см. перечеркнутые точки на рис.2), а точки, находящиеся на пересечении двух семейств прямых и определяют необходимое число датчиков, которые следует установить между блоками АЭС, и их координаты.

/А.П. Елохин/

Литература

1. Елохин А.П. Принципы размещения датчиков мощности дозы вокруг АЭС. Атомная энергия. Т.76, Вып.3, 1994, с.188-193.

2. Хамьянов Л.П., Елохин А.П., Рау Д.Ф., Чистохин В.М. Автоматизированная система радиационного контроля на АЭС. Теплоэнергетика, Энергоатомиздат, 1989, №12, с.21-23.

3. Елохин А.П., Жилина М.В. (НТЦ ЯРБ), Рау Д.Ф., Иванов Е.А. (ВНИИАЭС). Положение о повышении точности прогностических оценок радиационных характеристик радиоактивного загрязнения окружающей среды и дозовых нагрузок на персонал и население. Министерство природных ресурсов и экологии Российской Федерации, Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору РБ – 053 – 09. Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 08.06.2010 г. № 465., 79 с.

4. Елохин А.П. Рау Д.Ф. Система контроля радиационной обстановки в зонах размещения объектов атомной промышленности. Патент РФ № 2042157 20.08.96 бюлетень 23.

5. Khalupkova G.I., Elokhin A.P., Raou D.F., Ryzov N.V., Skatkin V.M., Parishev V.Y..TACIS-91 Nuclear Safety. Projekt 1.11: Development of Automatic control system of Radiation dose level. Task: Determination of Suitable Monitoring System-Prediction of Contamination. Moscow, 1995, Doc.№RGR0017, p.1-16

6. Автоматизированная система контроля радиационной обстановки (АСКРО) в районе размещения Калининской АЭС. Проектно-сметная документация пускового комплекса АСКРО. Проект. Пояснительная записка. МинАтом РФ, ГНИПКИИ АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ, 1995, 26с.

7. Тихонов А.Н. О решении некорректно поставленных задач и метод регуляризации. ДАН СССР, 1963, т. 191, №3, с.501-509.

8. Фридман В.М. Метод последовательных приближений для интегральных уравнений Фредгольма I-го рода. Успехи математических наук, 1956, Т.11, №1, с.233-234.

9. Scofield N. Proc. Symp. NAS-NS 3017, 1962, p.108.

10. Su Y. Study of scintillation spectrometry unfolding methods. Nucl. Instr. Meth.,1967,v.54, p.109-115.