Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Аналитический обзор результатов исследований уровней внешнего облучения на реке Теча, загрязненной радиоактивными отходами ПО «Маяк» 11
1.1. Описание радиоэкологической ситуации на реке Теча 11
1.2. Радиационная обстановка на территории ближайшего к месту сбросов НП Метлино 16
1.2.1. Мощности дозы в воздухе в начальный период после загрязнения реки в 1949—1956 гг 18
1.2.2. Динамика уровней внешнего облучения после отселения жителей в 1956 году 21
1.2.3. Результаты исследований накопленной дозы в строительных материалах из НП Метлино 23
Глава 2. Развернутая постановка задачи и методы ее решения 27
2.1. Общий вид уравнения переноса излучения 27
2.2. Роль метода Монте-Карло в задачах на перенос излучения 29
2.3. Описание программного обеспечения MCNP, использованного для моделирования переноса излучений 31
2.3.1. Геометрия моделируемого пространства 34
2.3.2. Методы оценки поглощенной энергии 34
2.3.3. Розыгрыш источника излучения 37
2.3.4. Фотон-электронные сечения взаимодействий и физические процессы 38
2.4. Общие подходы к моделированию распределения доз внешнего облучения при радиоактивном загрязнении речной системы 39
2.5. Оценка подходов к задаче верификации доз в НП Метлино на тестовых моделях, имитирующих простейшие случаи геометрии облучения при радиоактивном загрязнении окружающей среды 42
2.5.1. Расчет энергетической зависимости кермы в воздухе для проскопараллельных источников в почве 43
2.5.2. Расчет воздушной кермы вблизи источника, имитирующего радиоактивное загрязнение дна и берегов реки 46
2.5.3. Расчет кермы в воздухе в удалении от загрязненной радионуклидами реки 49
2.6. Расчет распределения дозы в строительной керамике по глубине 53
2.7. Постановка задачи верификации дозы внешнего облучения в НП Метлино на реке Теча 56
Глава 3. Моделирование соотношения поглощенной дозы внешнего облучения в воздухе и строительной керамики в НП Метлино 60
3.1. Моделирование распределения поглощенной дозы на территории Метлино в 1949—1956 гг.: «модель реки» 61
3.1.1. Описание геометрии модели 61
3.1.2. Характеристика источников излучения 63
3.1.3. Конфигурация модельных детекторов 64
3.1.4. Оценки коэффициентов перехода от дозы в воздухе к дозе в кирпичах 64
3.2. Моделирование распределения поглощенной дозы возле Метлинской мельницы после 1956 г.: «модель пруда» 66
3.2.1. Описание геометрии модели 66
3.2.2. Характеристика источников излучения 67
3.2.3. Конфигурация модельных детекторов 68
3.2.4. Оценка коэффициентов перехода от дозы в воздухе к дозе в кирпичах 68
3.3. Модификация моделей для учета экранирования излучения снегом и льдом в зимний период 71
Глава 4. Анализ результатов оценки поглощенной дозы в строительной керамике и сопоставление с результатами измерений 73
4.1. Схема расчета поглощенной дозы в строительной керамике по «модели реки» за 1949—1956 гг 73
4.2. Схема расчета поглощенной дозы в строительной керамике по «модели пруда» за 1957—1997 гг 76
4.3. Анализ факторов, влияющих на неопределенность результатов расчетов 77
4.3.1. Факторы неопределенности в «модели реки» 78
4.3.2. Факторы неопределенности в «модели пруда» 83
4.4. Сравнительный анализ результатов расчета и люминесцентных измерений интегральной дозы в кирпичах с учетом неопределенности 84
Заключение 91
Литература 93
- Описание радиоэкологической ситуации на реке Теча
- Общий вид уравнения переноса излучения
- Моделирование распределения поглощенной дозы на территории Метлино в 1949—1956 гг.: «модель реки»
Введение к работе
Актуальность проблемы. Развитие атомной промышленности со времен ее зарождения неразрывно связано с выбросами радиоактивных веществ в окружающую среду — среду обитания живых организмов и человека. Поэтому, вместе с ростом атомной промышленности, все более актуальным становятся проблемы обеспечения безопасного проживания человека в условиях радиоактивного загрязнения окружающей среды и минимизации радиационного воздействия на биоту. Для решения этих проблем необходим тщательный анализ последствий радиационных аварий и инцидентов, имевших место в прошлом.
В результате сбросов жидких радиоактивных отходов в реку Теча ПО «Маяк» были загрязнены в 1949—1956 гг. обширные территории Челябинской и Курганской областей. Около 30 тыс. жителей территории, прилегающей к реке, подверглись хроническому облучению. В целях реконструкции доз внешнего облучения пострадавшего населения возникла необходимость восстановления гамма-полей на территории прибрежных населенных пунктов.
Ретроспективные дозиметрические исследования радиационной ситуации на реке Теча представляют собой комплексную задачу, для решения которой используются архивные данные измерения концентрации радионуклидов в воде, донных отложениях и пойменных почвах, а также МПД в воздухе; данные современных измерений, например, накопленной дозы в кварц-содержащих строительных материалах методами ТЛ дозиметрии [3], а также, модельные расчеты. При этом для реконструкции доз внешнего облучения спустя более
50 лет после начала загрязнения в условиях отсутствия измерений 1949— 1951 гг., особенно актуальными являются расчетные методы [6].
Сбросы радионуклидов в реку Теча привели к долговременному загрязнению всех компонентов речной системы (воды, донных отложений и пойменных почв) и, таким образом, образовался источник внешнего излучения сложной геометрии, параметры которого менялись со временем. Уровни радиационного воздействия на население были максимальны в селе Метлино, ближайшему к месту сбросов и расположенному в верховье реки Теча [6]. Для верификации доз облучения жителей этого НП, рассчитанных по дозиметрической системе реки Теча TRDS-2000 [43], на основании имеющихся данных ТЛ дозиметрии [3] необходима детальная оценка распределения гамма-полей и поглощенных доз на берегу реки в месте отбора проб строительных материалов (кирпичей).
Цель работы состоит в решении задачи верификации поглощенной дозы ионизирующего излучения в воздухе в верховье реки Теча на основании данных люминесцентной дозиметрии с использованием моделирования переноса излучения методом Монте-Карло.
Задачи исследования:
1. Проанализировать данные о характере загрязнения компонентов речной системы и уровнях мощности дозы в воздухе по берегам реки Теча на территории НП Метлино в период с 1949 года, а также результаты люминесцентных измерений проб кирпича Метлинской мельницы. Цель — формирование массива исходных данных, необходимых для моделирования в динамике геометрии расположения источников и детекторов излучения.
Разработать и протестировать модели переноса фотонного излучения в геометрии, характерной для условий радиоактивного загрязнения компонентов типичной речной системы. Исследовать распределения поглощенной дозы в воздушных и керамических детекторах, расположенных на берегах реки.
Рассчитать значения поглощенных доз в воздухе и образцах строительной керамики из НП Метлино для различных периодов времени от начала загрязнения реки Теча с использованием метода Монте-Карло на базе разработанных моделей.
Разработать вероятностную схему вычисления поглощенной дозы в керамике и проанализировать чувствительность расчетной интегральной дозы относительно вариации основных параметров моделей.
Провести сравнительный анализ результатов расчетов интегральной дозы в образцах строительной керамики и результатов измерений, полученных экспериментально люминесцентными методами.
Метод исследования. Используется метод стохастического моделирования переноса излучения в веществе — метод Монте-Карло. Применение данного метода позволяет рассчитать отношение дозы в воздухе в реперных точках к дозе в керамических детекторах, находящихся в местах отбора проб строительной керамики, а также оценить вероятностные распределения искомых дозовых величин.
Научная новизна работы:
Разработан и реализован новый подход к верификации интегральной дозы в воздухе. Он использован для реконструкции уровней облучения жителей НП
Метлино на реке Теча, на основании данных люминесцентной дозиметрии и результатов моделирования переноса излучения методом Монте-Карло.
На основании анализа архивных данных и собственных измерений впервые восстановлена геометрия расположения основных источников гамма-излучения, которые образовались в результате радиоактивного загрязнения реки Теча в НП Метлино на участке ниже Метлинской плотины.
Впервые получены распределения поглощенных доз в воздухе и образцах строительной керамики из НП Метлино, обусловленные неопределенностью значений исходных параметров, характеризующих уровни радиоактивного загрязнения компонентов речной системы и геометрию облучения.
Впервые показано, что реконструированные интегральные дозы в керамике и результаты люминесцентных измерений кирпичей статистически достоверно не отличаются друг от друга.
Практическая значимость работы. Результаты моделирования переноса излучения методом Монте-Карло будут использованы для усовершенствования системы реконструкции доз внешнего облучения на реке Теча. Уточненные с учетом вариабельности параметров, результаты расчетов доз внешнего облучения могут быть использованы для более достоверной оценки риска отдаленных последствий у облученного населения.
Основные положения, выносимые на защиту:
1. Разработанная серия моделей переноса излучений методом Монте-Карло в геометрии, характерной для условий радиоактивного загрязнения речной системы, позволяет оценить распределение поглощенной дозы в воздухе и строительных материалах зданий, расположенных на берегах.
Расчетные оценки коэффициентов перехода от дозы в воздухе в реперных точках на территории НП Метлино в верховье реки Теча к дозе в детекторах, находящихся в местах отбора проб строительной керамики, получены с учетом реальных изменений геометрии облучения.
Вероятностные распределения значений поглощенных доз в воздухе и образцах строительной керамики в НП Метлино, обусловленные неопределенностью значений исходных параметров, характеризуют уровни радиоактивного загрязнения компонентов речной системы и геометрию облучения.
Результаты сравнительного анализа вероятностной оценки интегральной дозы в керамике и люминесцентных измерений кирпичей, показывают отсутствие статистически достоверных отличий между данными, полученными с помощью расчетных и экспериментальных методов.
Личный вклад соискателя. В диссертационной работе представлены следующие результаты научных исследований, выполненных автором самостоятельно:
Конструирование трехмерной геометрии моделей Монте-Карло и проведение расчетов по переносу излучения.
Оценка относительных мощностей модельных источников излучения и расчет переходных коэффициентов от дозы в реперных точках к дозе в кирпиче.
Разработка и расчет вероятностной модели реконструкции дозы в кирпиче.
Оценка неопределенности параметров вероятностной модели и анализ чувствительности расчетных значений дозы.
Апробация работы. Результаты диссертационной работы были представлены на II Международном симпозиуме «Хроническое радиационное воздействие: возможности биологической индикации» (Челябинск, 2000); V региональной научной конференции «Проблемы экологии и экологического образования Челябинской области» (Челябинск, 2000); Международном рабочем совещании «Исследование радиационного риска на Южном Урале» (Кимзее, ФРГ, 2002); II региональной научной конференции «Адаптация биологических систем к естественным и экстремальным факторам среды» (Челябинск, 2002); а также обсуждались на семинарах в институте радиационной защиты Национального исследовательского центра по охране окружающей среды и здоровья GSF (Мюнхен, ФРГ, 2001), Флоридском атлантическом университете (Бока-Ратон, США, 2005) и в Национальном агентстве по охране здоровья (Чилтон, Великобритания, 2006).
Публикации. По теме диссертационной работы имеется 8 публикаций в отечественных и международных научных изданиях.
Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы. Работа изложена на 100 страницах машинописного текста и содержит 25 рисунка и 11 таблиц. Список цитированной литературы содержит 90 ссылок, из которых 20 на русском языке.
Описание радиоэкологической ситуации на реке Теча
В результате производственной деятельности ПО «Маяк» сформировалась загрязненная территория в долине реки Теча. В отличие от других широко известных радиационных аварий, сбросы жидких радиоактивных отходов в реку Теча производились длительное время (с 1949 по 1956 гг.). В течение почти всего периода сбросов население (около 30 тыс. человек), проживавшее в прибрежных населенных пунктах, продолжало использовать реку и прилегающую сельскохозяйственную территорию для своих нужд. Это привело к комбинированному внешнему и внутреннему облучению людей [1,11,23,42, 86].
Осуществление экологического мониторинга загрязнения внешней среды в 50-е годы осложнялось секретным характером работ ПО «Маяк», и в начальные годы загрязнения (1949 — лето 1951 гг.) измерения мощности дозы гамма-излучения и содержания радионуклидов в компонентах речной системы полностью отсутствовали [88]. Измерения в последующие годы проводились несистематически и зачастую несовершенными приборами, что усложняет оценку доз внешнего гамма-облучения. С начала облучения прошло более 50-и лет, и для анализа накопленных эпидемиологических данных [67] требуется максимально точная информация по уровням внешнего облучения. Оценка доз внешнего облучения требует применения новых методов и не может считаться решенной в настоящее время [39—41].
Сбросы отходов ПО «Маяк» представляли собой смесь нетехнологических сточных вод с низкими и средними уровнями удельной активности и технологических растворов с высокой удельной активностью. Сбросы сильно различались во времени по суммарной активности и радионуклидному составу [10, 12]. Пик сбросов приходится на период с марта 1950 г. по октябрь 1951 г., когда в реку сбрасывалось в среднем около 4 300 Ки бета-излучающих нуклидов в сутки. С 28 января 1951 г. сбросы основных технологических отходов были переключены на озеро Карачай, а в реку продолжали поступать малоактивные нетехнологические воды.
Период 1950—1951 гг. практически полностью определяет загрязнение речной системы (более 95 % всей сброшенной активности), следовательно, и формирование гамма-полей в прибрежных районах.
Основными источниками внешнего облучения были донные отложения, пойменные почвы и, в гораздо меньшей степени, речная вода, загрязненные гамма-излучающими радионуклидами (вместе с дочерними продуктами) 137Cs, 95Zr, 95Nb, 106Ru и т. д.
Исходными данными для расчета доз внешнего облучения являлись измерения МПД в воздухе на берегу реки и поперек течения, которые были начаты только в середине 1951 г. в верховьях, а затем проводились вдоль всей реки каждое лето в период с 1952 по 1956 гг. (см. рис. 1.1).
Уровни гамма-фона практически не изменялись в период с 1952 по 1956 гг. Это свидетельствует о том, что основным источником гамма-излучения являлся долгоживущий 137Cs. Спад мощности доз гамма-излучения в воздухе с расстоянием от берега показывает, что 137Cs был инкорпорирован в донных отложениях и береговой полосе в зависимости от ширины затапливаемой части поймы (см. рис. 1.2). Этот факт подтверждается наличием корреляции между концентрацией радионуклидов в донных отложениях и мощностью дозы гамма-излучения на берегу [88].
Общий вид уравнения переноса излучения
Задача оценки поглощенной дозы внешнего облучения в объектах окружающей среды сводится к расчету количества поглощенной энергии в геометрии, в общем случае, со сложной пространственной структурой. Изменение потоковых характеристик поля ионизирующих частиц по мере их распространения от места излучения описывается стационарным уравнением Больцмана (уравнением переноса):
Метод Монте-Карло позволяет численно решить уравнения (2.2) и (2.3) путем имитации распространения частиц в пространстве в соответствии с физическими законами взаимодействия излучения с веществом. Подсчет длины треков частиц (либо напрямую, поглощения энергии) в зоне детектирования позволяет оценить, к примеру, дозу Dt [44, 73]. Приложения метода статистических испытаний к задачам, возникающим в дозиметрических расчетах на внешнее облучение, рассматривается в частности в работе [56].
Под методом Монте-Карло понимается совокупность приемов, позволяющих получать решения математических и физических задач при помощи многократных случайных испытаний [5, 13, 16]. Искомая величина оценивается статистическим путем и носит вероятностный характер. На практике случайные испытания заменяются результатами вычислений над случайными числами [19, 31, 54, 66]. Вначале, случайные числа, равномерно распределенные на интервале от 0 до 1, получают из генератора псевдослучайных чисел (алгоритм), а затем, в результате преобразований [78], на базе одного или нескольких случайных чисел, получают выборку (например, одно число) из величины с нужным вероятностным распределением [65].
Метод Монте-Карло применяется для теоретического воспроизведения случайных процессов, связанных, в частности, со взаимодействием элементарных частиц и сред. Процесс переноса представляет собой последовательность отдельных случайных событий (Марковскую цепь). Последовательность событий, причинно связанная с одной частицей, называется историей. Для описания элементарных актов взаимодействия используют статистические испытания, в соответствии с результатами которых решается исход того или иного события, или дальнейшая судьба частицы, таким образом, воспроизводятся физические явления поглощения и рассеяния (см рис. 2.1). Как правило, расчеты методом Монте-Карло производят при помощи ЭВМ, поскольку А Я достоверного, адекватного эксперименту, моделирования требуется огромное количество воспроизведенных историй (порядка нескольких миллионов) [33, 34, 68].
Метод Монте-Карло (метод статистических испытаний) принципиально отличается от традиционных детерминистических методов. Суть детерминистических методов, наиболее популярным из которых является метод дискретных ординат, состоит в решении уравнения переноса для среднестатистической частицы. Подход Монте-Карло заключается в имитации переноса отдельных частиц (фотонов) с последующим анализом их усредненных характеристик [69, 75]. Согласно центральной предельной теореме, определяются усредненные характеристики поведения частиц в физической системе, базируясь на усредненных параметрах моделируемых частиц [7].
Метод статистических испытаний воспроизводит в условиях модели принципы взаимодействия излучения с веществом, таким образом, он позволяет рассчитывать потоковые характеристики поля фотонов в заданной области пространства. В то же время, в отличие от детерминистского подхода, метод Монте-Карло не может дать исчерпывающей информации о всей моделируемой системе в целом. Детерминистические методы предоставляют совершенно полную информацию — функциональную зависимость какой-либо искомой характеристики (например, потока частиц), определенную во всем фазовом пространстве характеристик модели. Метод Монте-Карло снимает лишь параметры детекторов. Такая избирательность, безусловно, неудобна и требует особого внимания на этапе описания зон детектирования.
Метод Монте-Карло хорошо приспособлен к расчетам сложной трехмерной геометрии, в отличие от метода дискретных ординат, он не огрубляет геометрию, не требует усреднений по пространственным ячейкам (пространственная аппроксимация). В настоящее время метод статистических испытаний все более широко используется в практике дозиметрических расчетов. Спектр задач, успешно решаемых этим методом, расширяется вместе с ускорением скорости вычисления современных микропроцессоров. Вычислительная дозиметрия и метод Монте-Карло занимает в ниши дни значимую позицию в прикладной дозиметрии [21,76].
Моделирование распределения поглощенной дозы на территории Метлино в 1949—1956 гг.: «модель реки»
Схема геометрии модели в предположении линейности речного сегмента реки (в соответствии с картографическими данными) представлена на рис. 3.1 (вертикальное сечение) и рис. 3.2 (вид сверху). Длина моделируемой (юго-западной) мельничной стены составляла 6 м и была расположена параллельно руслу в 10 метрах от уреза воды. При этом, стена начиналась вровень с началом линейного сегмента реки (или точкой выхода воды из шлюза под плотиной).
Предварительные расчеты показали, что основные источники, формирующие гамма-поле в 10 метрах у уреза воды — это береговая полоса и пойма. Это хорошо видно из рис. 2.5. Вспомогательные расчеты по моделированию спада дозы в воздухе с расстоянием от реки были проведены для упрощенной геометрии русла, представленной на рис. 2.4 (также см. [18]). Вода рассматривалась как экранирующая среда, так как концентрации радионуклидов в речной воде на два — три порядка ниже по сравнению с концентрациями в донных отложениях [87].
Сложный источник излучения — пойма — была разбита на более простые компоненты. Составные источники береговой полосы и поймы включают в себя симметричные левобережный и правобережный компоненты: оба источника 46 м в длину вдоль русла и начинаются от края кирпичной стены обращенного к пруду. Ширина береговой полосы была принята равной 1 м; для левой и правой пойм было положено 9 и 18 м соответственно. Вертикальная мощность береговой полосы равнялась 10 см, для поймы — 5 см. Оценка толщины источников основывалась на данных современных измерений распределения активности по глубине донных отложений Шубинского пруда [27]. Моделирование переноса излучения проводилось независимо для каждого из трех элементарных источников:
береговой полосы (оба берега; составной источник)
левой поймы
правой поймы
Следующие детекторы (области детектирования поглощенной энергии) использовались в речной модели:
шесть керамических детекторов, расположенных в стене, в позициях, аналогичных местам отбора проб для ТЛ измерений; слой 0,5—1,5 см по глубине; высота 2, 4 и 6 м, два детектора на каждой высоте (впоследствии, результаты усреднялись по высоте),
два воздушных детектора на высоте 1 м над грунтом, над береговой полосой [реперная точка) и в 10 м от уреза воды (вспомогательный воздушный детектор) — оба оцентрованы относительно мельничной стены.
