Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Прибор для поиска и идентификации источников у-излучеиия и получения у-изоображений (Гаммавизор) 10
Глава 2. Исследование тепловых и радиационных характеристик остатков поврежденного реактора с помощью системы «Буй» 26
Глава 3. Исследование детальной картины у-полей в помещениях и на местности методами коллимированной спектрольно-чувствительной радиометрии 43
Глава 4. Опыт применения измерительно-информационных систем для контроля радиационной обстановки в ходе реабилитационных работ 63
Заключение 82
Литература
- Прибор для поиска и идентификации источников у-излучеиия и получения у-изоображений (Гаммавизор)
- Исследование тепловых и радиационных характеристик остатков поврежденного реактора с помощью системы «Буй»
- Исследование детальной картины у-полей в помещениях и на местности методами коллимированной спектрольно-чувствительной радиометрии
- Опыт применения измерительно-информационных систем для контроля радиационной обстановки в ходе реабилитационных работ
Введение к работе
Авария на Чернобыльской АЭС (ЧАЭС) потребовала принятия быстрых и научно-обоснованных мер для снижения радиационного воздействия на население центральных территории бывшего Советского Союза. Выработка и принятие быстрых решений, от которых зависит судьба тысяч и даже десятков тысяч людей, были основаны на применении новых методов диагностики радиационной обстановки и способах измерений, которые позволяли получать и обрабатывать большие массивы данных и допускали наглядное представление результатов.
На первых стадиях работ по ликвидации аварии на ЧАЭС одним из важнейших вопросов был вопрос идентификации наиболее интенсивных источников фотонного ионизирующего излучения, т.е. вопрос получения изображений излучающих объектов в диапазоне энергии фотонов выше 500 кэВ.
Подобные методы регистрации изображений излучающих объектов в течение ряда лет разрабатывались в физики плотной плазмы и импульсного термоядерного синтеза [1-3], поэтому менее чем за два-три месяца они были перенесены на новые методы измерения радиационной обстановки.
В результате работ были разработаны такие средства диагностики как гаммавизор и гаммалокатор [4-7]. Физике плазмы для формирования изображений объектов в мягком рентгеновском диапазоне фотонного излучения используется камера-обскура. В качестве конвертора фотонного ионизирующего излучения в световое применяются тонкие сцинтилляторы, а для регистрации изображения электронно-оптические
преобразователи (ЭОПы). Так же схема была применена для гаммавизора, и в мае-июне 1986 первые варианты приборов были разработаны и подготовлены к использованию в условиях 4-го разрушенного блока ЧАЭС. Были изготовлены основные блоки стационарной системы контроля и все оборудование отправлено в зону отчуждения ЧАЭС.
К концу июля на территории, непосредственно прилегающей к аварийному 4-ому блоку ЧАЭС, был выполнен большой комплекс работ по дезактивации. Это позволило приступить к работам по захоронению и консервации остатков реактора - сооружению «Саркофага».
На этом этапе особое внимание было уделено получению надежной и достоверной информации о тепловом и радиационном состоянии аварийного реактора. Это состояние, с точки зрения ядерной безопасности, было определено специалистами как неустойчивое равновесие [8]. В принципе, были возможны изменения состояния рассредоточенных в реакторе топливных масс, как вследствие обрушения ослабленных аварией строительных конструкций и образования ими неустойчивых завалов, так и вследствие возможного разогрева и последующего оплавления и перемещения (перетекания) засыпки в отдельных местах с высокой концентрацией топлива. С другой стороны существовала возможность переноса частиц топлива потоками дождевой воды или воздушными потоками внутри завала. При таких перемещениях топливных масс не исключено образование критической массы и возникновение самоподдерживающейся цепной реакции, т.е. опасное развитие аварии.
Поэтому летом 1986 года был налажен непрерывный надежный контроль за тепловыми и радиационными параметрами аварийного реактора, которые однозначно характеризуют текущее состояние аварийного реактора и являются основой для его диагностики и прогнозирования изменений состояния реактора на ближайшее будущее.
Особо важное значение этот контроль приобрел на завершающей стадии строительно-монтажных работ по сооружению «Укрытия», в процессе перекрытия и последующей герметизации реактора зала и прилегающих к нему помещений, которые могут содержать топливо, поскольку при этом неизбежно нарушался установившийся режим естественного конвективного охлаждения аварийного реактора. Вводимая в эксплуатацию при этом система вентиляции «Укрытия» должна была обеспечивать, с одной стороны, не меньшую по сравнению с естественной конвекцией эффективность теплосъема, а с другой стороны, ядерную безопасность, связанную с исключением возможных перемещений частиц топлива внутри засыпки реактора.
Таким образом, была поставлена задачи измерить тепловые и радиационные параметры аварийного реактора: его температуру, тепловые потоки на его поверхности, скорость и температуру охлаждающего его воздуха и мощность дозы у-излучения. Кроме того, по результатам этих измерений предстояло определить основные характеристики проектируемой системы вентиляции «Укрытия», определить интеграл остаточного тепловыделения аварийного реактора (чтобы оценить количество оставшегося в нем топлива). Одновременно требовалось выполнить радиационную разведку поверхности аварийного реактора и помещений, прилегающих к разрушенному реакторному залу, с целью выбора возможных мест установки детекторов системы постоянного и штатного контроля и диагностики «Укрытия», прокладки измерительных коммуникаций и оборудования пультовых и технологических помещений для организации контроля и диагностики реактора 4-ого блока.
В июне и июле были выполнены единичные зондирования аварийного реактора с помощью детекторов температуры, теплового потока и мощности дозы у-излучения через сохранившееся в корпусе шахты
реактора каналы охлаждения СУЗ, сливной коллектор этой системы, пароводяные коммуникации из бассейна-барботера, а также с использованием зонда, названного «Иглой», установленного вертолетом в развал засыпки реактора [9,10]. В программе «ГАЛС» измерения проводились непосредственно на борту вертолета, а последующая машинная обработка позволяла строить карту распределения мощности экспозиционной дозы на промплощадке станции. В другой методике, разработанной группой Лебедева В.И., измерения проводились с помощью датчика, размещенного в колодце-коллиматоре и подвешенного к вертолету с помощью кабель-тросса длиной около сотни метров. Регистрация при этом велась на борту вертолета и сопоставлялась с данными других измерений.
В июне 1986 года была поставлена задача комплексного исследования тепловых и радиационных характеристик разрушенного реактора. С использованием результатов предыдущих методик была разработана система «Буй», которая позволяла измерять температуру и скорость воздушных потоков, мощность дозы гамма-излучения, кондуктивные тепловые потоки, температуру поверхности, влажность воздуха с помощью сборок датчиков, устанавливаемых на засыпку центрального зала аварийного реактора.
Для выбора точек установки буев была сделана попытка получить качественные картины распределения тепловых и радиационных полей засыпки реактора. К сожалению, использование стандартного тепловизора не привело к успеху из-за наводок, обусловленных высоким радиационным фоном. Для визуализации неоднородных радиационных полей был использован «гамма-визор». В дальнейшем гаммавизор применялся для поиска отдельных высокоактивных фрагментов в завалах и помещениях аварийного реактора.
На последующих этапах ЛІТА возникли задачи по оценке вклада в радиационную обстановку в заданном районе различных источников излучения (в том числе с учетом комптоновского рассеяния), выбору оптимальной последовательности дезактивационных работ, прогнозу эффективности мероприятий по дезактивации и контролю их эффективности и т.д. Для решения этих задач была разработана и внедрена методика коллимиро ванной радиометрии, первоначально интегральной, а затем спектрочувствительной, созданы различные варианты коллимированных радиометров, снабженных аппаратным и программным обеспечением, позволявшим проводить масштабные измерения больших территорий и машинную обработку данных. С помощью этой методики были получены картины радиационных полей в машинном зале и помещениях 4 блока, шахте реактора, оценены вклады в дозовую обстановку, сложившуюся на площадке ЧАЭС как от прямых источников, так и от рассеянного излучения, оценена эффективность различных способов дезактивационных работ. Интересной особенностью методики является возможность локации источников излучения при измерениях в условиях завалов и сложных строительных конструкций. Позже эта методика была доработана (повышение чувствительности и создание автономного полевого варианта) для проведения оценки загрязненности и эффективности дезактивационных работ в селах Полесья, попавших в зону т.н. «цезиевых пятен».
Настоящая диссертация посвящена разработке и применению дистанционных методов радиационной и тепловой разведки при работах по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Диссертация состоит из введения, 4-х глав и заключения.
Первая глава посвящена описанию методики и общей схеме приборов для локализации ярких источников у-излучения в условиях интенсивного у-фона сложной конфигурации.
Во второй главе рассмотрены результаты применения системы для оперативного контроля тепловых и радиационных параметров разрушенного реактора, реализованной в рамках программы «Буй».
В третьей главе описаны аппаратные и программные средства для измерения углового распределения потоков у-квантов и последующего построения картины распределения поверхностной плоскости активности радиоактивного загрязнения и пространственного распределения источников.
Четвертая глава посвящена развитию указанных методик, совершенствованию аппаратных и программных средств, а также расширению возможных областей их применения.
Тезисы, выносимые на защиту:
1. Разработаны методы дистанционного поиска и локализации
«ярких» источников у-излучения в условиях сложного радиационного
фона.
2. Создана дистанционная система контроля тепловых и
радиационных параметров засыпки разрушенного реактора
Чернобыльской АЭС, обеспечившая постоянный контроль во время
проведения работ по сооружению «Укрытия» и позволившая подтвердить
выводы о локализации основной массы остатков топлива реактора.
Разработана и внедрена технология установки диагностических сборок реактора в условиях мощных радиационных полей и сильных разрушений строительных конструкций.
Создана оперативная система контроля тепловых и радиационных параметров разрушенного реактора Чернобыльской АЭС.
Создана мобильная система измерений углового распределения потока у-квантов и разработаны методы дистанционного измерения поверхностной плотности активности радиоактивного загрязнения и восстановления мощности экспозиционной дозы.
На основе предложенных методов разработаны аппаратные и программные средства, позволяющие осуществлять радиационный мониторинг загрязненных территорий, хранилищ РАО с пространственным разрешением порядка нескольких метров чувствительностью от 1 Ки/км2, а также провести компьютерное моделирование и оптимизацию дезактивационных работ.
Прибор для поиска и идентификации источников у-излучеиия и получения у-изоображений (Гаммавизор)
Исследование параметров матричного сцинтиллятора проводилось прямым численным моделированием с целью оптимизации геометрии конвертора с точки зрения пространственного разрешения. Исследовалось влияние геометрии ячеек сцинтиллятора на величину его световыхода и влияние перегородок между ячейками на пространственное разрешение. Прямое численное моделирование позволило определить как спектральное распределение y-кваитов, так и пространственное распределение поглощенной энергии во всем сцинтиляторе.
Моделирование проводилось для различных сред, т.е. для различных коэффициентов взаимодействия (полного сечения поглощения, сечения комптоновского рассеяния, плотности сцинтиллятора). Численное моделирование рассеяния и поглощения у-квантов в трехмерных средах, параметры которых можно аппроксимировать кусочно-постоянными функциями, проводилось методом Монте-Карло, этот метод имеет универсальный характер и может быть использован, например, для моделирования взаимодействия у-излучения с объектом, состоящим из конечного числа однородных областей. В каждом конечном элементе свойства среды (коэффициенты взаимодействия, плотность) предполагаются постоянными. Геометрически отдельный элемент представляет из себя параллелепипед с гранями, параллельными координатным плоскостям декартовой системы координат. В свою очередь, любой элемент может быть разбит на некоторое подмножество конечных элементов.
Численное моделирование поводилось для матричного сцинтиллятора, изготовленного из CsI(Tl) с перегородками из сплава Вуда. Площадь матричного сцинтиллятора была выбрана - 25 25 мм2. Поперечный размер ячейки был 2 = 1 1 мм2, а длина ячейки I = 10 мм. Толщина перегородок составляла 0.25 мм. Пучок падающих у-квантов направляется в середину центральной ячейки, начальная энергия у-квантов задавалась равной 0.661 МэВ. Усреднение проводилось по 105 историй. Как результат расчетов в таблице 1.1. даются величины энергии, поглощенной в ячейках, расположенных в слое, проходящем через центр сцинтиллятора. Предполагается, что пучок у-квантов узкий и падает точно в центр ячейки. Аналогичные расчеты для широкого пучка дают примерно те же результаты, но объем вычислений резко возрастает, что приводит к уменьшению количества ячеек сцинтиллятора участвующих в моделировании. Из таблицы видно, что принципиально можно добиться для такой системы контрастности «100.
Спектр поглощенной энергии для центральной ячейки показывает наличие довольно большого числа полностью поглощенных у-квантов Ебб]/Е0 = 0.047/0.095. В то время как в соседней с центральной ячейкой средняя поглощенная энергия оказывается и 0,200 кэВ. Однако, амплитудное распределение импульсов света на торец центральной ячейки из-за геометрии элемента сцинтиллятора носит чисто экспоненциальный характер.
Другим механизмом, влияющим на пространственное разрешение координатно-чувствительного детектора, является конечная длина пробега комптоновского и фотоэлектронов в ячейке сцинтиллятора. Как показано в [17], поперечное смещение как комптоновского, так и фотоэлектронов, возникающих в акте взаимодействия у-кванта энергией 0,661 МэВ с веществом сцинтиллятора (Csl (ТІ)) составляет « 0.5 мм. Этим обусловлен поперечный размер ячейки матричного конвертора. Проникновению быстрых электронов в соседние ячейки препятствуют перегородки из сплава Вуда.
Таким образом видно, что оптимальным размером ячейки сцинтиллятора является = 1 1 мм : меньшие размеры приводят к потерям света из-за неполного поглощения энергии быстрых электронов; увеличение поперечных размеров приводит к уменьшению элементов. Оптимальная с точки зрения световыхода длина ячейки лежит в пределах от 5 до 10 мм (в зависимости от отражающих свойств граней элемента разрешения) [18]. Рассеянные в центральной ячейке у-кванты создают «серый» равномерный фон в остальных ячейках конвертора не превышающий 1 % от яркости в основной ячейке. Такую равномерную засветку легко отсечь в процессе контрастирования при обработке изображения на ЭВМ. В качестве примера на Рис Л .2.1. приведены у-изображения распределеных источников излучения, полученные на таких матричных сцинтилляторах. Контрастность изображений порядка 100 даже для относительно большого числа ячеек матричного сцинтиллятора участвующих в получении изображения.
Исследование тепловых и радиационных характеристик остатков поврежденного реактора с помощью системы «Буй»
Технология измерения по программе «Буй» была разработана после изучения данных о тепловых и радиационных параметрах исследуемой поверхности, полученных группами В.И. Лебедева и В.Ф. Шикалова, а также по результатам исследований засыпки реактора с помощью гаммавизора.
Подготовка буев и контроль работоспособности детекторов проводились на полевом полигоне, оборудованном на вертодроме г. Чернобыля. Оттуда буи вертолетом доставлялись к 4-ому блоку и устанавливались на поверхности аварийного реактора. Измерительный кабель длиной 250 м крепился к несущему фалу и в нужный момент отстреливался от вертолета в заранее намеченное место около здания энергоблока вблизи помещения, оборудованного в качестве пультовой для измерений. Конец измерительного кабеля на земле освобождали от груза и вручную прокладывали кабель до пультового помещения. Измерения были организованы таким образом, что регистрация информации велась и на борту вертолета вплоть до момента отстрела кабельных коммуникаций.
Сложные условия установки буев и прокладки измерительных кабелей обусловили потерю работоспособности части детекторов в процессе самой постановки. Из 127 подготовленных и проверенных на вертодроме детекторов после установки буев дали информацию 94 детектора. Основные потери были обусловлены разрывом измерительных кабелей при касании укладываемого вертолетом кабеля острых кромок разрушенных строительных конструкций, торчащих прутьев, арматуры и т.п. или чрезмерным натяжением кабеля в процессе его сбрасывания на землю.
Большие темпы и особенности технологии производства строительно-монтажных работ на 4-ом блоке ЧАЭС со своей стороны обусловили ограничение срока жизни измерительных коммуникаций от буев. Так 17 августа вследствие возгорания при производстве сварочных работ были повреждены измерительные кабеля от буев № 3, 7 и 8. В течение нескольких дней измерительные кабели от буев № 3 и 8 были восстановлены, от буя № 7 кабель восстановить не удалось.
В связи с тем, что в этот период строители повернули кран «DEMAG» вплотную к корпусу ВСРО для монтажных работ на нижних ярусах «Укрытия», расстояние для пролета вертолета в эту зону между вентиляционной трубой 4-го блока и башней крана «DEMAG» уменьшилось до 60 м, что создавало повышенную опасность для полетов, было принято решение сбрасывать концы измерительных кабелей на зо крышу машзала. Радиационная обстановка на крыше машзала была значительно сложнее, чем у стен корпуса ВСРО (уровень мощностей доз гамма-излучения на крыше машзала составлял 30-50 Р/ч, около корпуса ВСРО 3-4 Р/ч). Тем не менее, другого варианта не было найдено. Был проведен поиск помещения, пригодного для оборудования новой пультовой. Такое помещение было найдено - пом. № 215 на отметке 43 м.
На измерительный пульт в пом. 215 были перемещены измерительные кабели от детекторов, размещенных в буях № 3 и 8, которые удалось восстановить после повреждения. Вся информация автоматически регистрировалась на перфоленте и периодически дублировалась записями операторов в оперативных журналах. Было организовано круглосуточное сменное дежурство на пульте диагностики 4-го блока, оборудованном в пом. 215, и оперативная обработка поступающей информации на стационарной ЭВМ-М-6000, расположенной в корпусе 1-ой очереди Чернобыльской АЭС.
К 17 сентября 1986 г. в результате проведения интенсивных строительно-монтажных работ часть диагностических кабелей была оборвана и устойчивая информация поступала только с буев № 2 и 4.
К этому времени были подготовлены еще 6 буев №№ 11-15 и разработана технология и необходимая оснастка для постановки буев и прокладки измерительных кабелей с помощью крана «DEMAG». Размещение буев этим способом обеспечила большую точность установки в намеченное заранее место контроля на поверхности развала реактора. Об этом свидетельствует тот факт, что два буя из этой партии были установлены непосредственно на боковую поверхность конструкции «Е» («Елена») - крышки реактора, развернутой при аварии на угол 90. Расположение всех 15 буев, установленных на поверхность реактора, показано на рис.2.2.1.
Исследование детальной картины у-полей в помещениях и на местности методами коллимированной спектрольно-чувствительной радиометрии
Подробно представленный в первой главе гаммавизор предназначен для поиска «ярких» точечных источников [29-36]. Опыт работы с у-визором в 1986-1987 г.г. показал его полезность, однако был также выявлен и ряд принципиальных недостатков. Во-первых, гаммавизор не дает возможности дистанционного измерения величины активности найденного источника. Во-вторых, в случае, когда точечные «яркие» источники у-излучения отсутствуют, а интенсивность р/а источника достаточно равномерно распределена по углу коллимации, применение гаммавизора становится неэффективно.
Как выяснилось в ходе ликвидации последствий аварии на ЧАЭС, ситуация с загрязнением (распределением по) поверхности мелкодисперсными р/а источниками является наиболее типичной. А радиационная обстановка в подавляющем большинстве помещений 4-го блока и на примыкающей к блоку территории как раз и определяется концентрацией мелкодисперсных источников, образовавшихся в результате взрыва и последующего горения реактора. Так, например, радиоактивная «пыль», оставшаяся на крыше 4-го машинного зала создавала МЭД на уровне 1 м от крыши до 100 Р/ч.
При проведении строительно-монтажных работ было очень важно научиться определять: местоположение основных источников, основные направления потоков у-квантов в местах проведения работ, правильно оценивать вклад различных источников в МЭД в заданных точках, прогнозировать изменение радиационной обстановки в зависимости от проведения тех или иных мероприятий.
Для решения перечисленных выше задач потребовалась разработка новых дистанционных методов и новых дозиметрических систем. Существенное требование, которому должны удовлетворять новые методы и системы дозиметрии - это снижение дозовых нагрузок на эксплуатирующий их персонал.
В настоящей главе диссертации, кратко изложены основные физические принципы методов дистанционной дозиметрии, сформулированы технические требования к аппаратному обеспечению, кратко описаны сами системы и показана эффективность их применения на примерах решения конкретных задач.
Суть описываемого метода представляется весьма простой. Действительно, предположим, что на «чистой» плоскости существует круг радиуса г, равномерно загрязненный «замазанный» р/а пылью с плотностью активности q, известного спектрального состава. Тогда мощность дозы Р, на высоте Н над центром круга, можно вычислить по формуле [37-42]: Р = 7iKyqni(l + (r/H)2) 3.2.1. где Кт - гамма постоянная, зависящая от спектрального состава излучения. Заметим, что мощность дозы Р в точке А (рис. 3.2.1.), без учета ослабления в воздухе и отражения от плоскости пропорциональна плотности активности q, создается квантами, попавшими в телесный угол
Таким образом, детектор, помещенный в точку А, будет показывать сигнал, пропорциональный q. Если теперь, помимо «грязного» круга, существуют другие источники р/а, то, поместив детектор в свинцовую защиту, можно регистрировать кванты из телесного угла Ц Для этого надо, чтобы кванты из других телесных углов за счет ослабления в защите давали сигнал («шум») много меньше основного сигнала. Для случая равномерного потока квантов со всех направлений толщина защиты определяется из следующего условия: Ц/4лК « 1 3.2.2. где К - коэффициент ослабления защиты.
Если теперь датчик, для которого выполняется условие 3.2.2., поместить в точку В под углом (3 к нормали поверхности, то показание датчика AN, будет связано простым соотношением с поверхностной плотностью активности и не зависит явным образом от расстояния до поверхности; AN = AqtVcosp, 3.2.3. где А - калибровочный коэффициент, который зависит от устройства датчика и спектрального состава загрязненной поверхности. Таким образом, измеряя поток гамма-квантов в заданном направлении, можно измерить среднюю по телесному углу коллиматора поверхностную плотность активности q. Суммарную активность Q = І q, (Э, ф ) можно вычислить только в случае хорошо известной геометрии «загрязненных» поверхностей и расстояний до них из точки измерения: Q= (4/nA)IiANiRi2 3.2,4.
При измерениях, как правило, проводятся два измерения, в данном направлении с заглушкой (т.е. когда закрывается телесный угол коллиматора Q0) и без нее, чтобы вычесть фон, создаваемый у-квантами, прошедшими сквозь защиту и попавшими в детектор.
Измерение угла коллимации датчика проводилось с помощью точечного источника и, как показывают результаты измерений, он практически совпадает с геометрическим углом. Калибровка коллимированного детектора осуществлялась на образцовых точечных источниках с различной энергией у-квантов (I37Cs, 90Со, 244Ат), что позволяло учитывать ход жесткости детектора, Помимо калибровки на образцовых источниках, проводилась также калибровка на образцах топлива сложного спектрального состава, взятых с 4 блока ЧАЭС, активность которых была предварительно измерена с помощью гамма-спектрометра.
При работе коллимированного детектора на объекте, в каждой точке измерения проводилась следующая проверка работоспособности прибора. Поскольку мощность экспозиционной дозы (МЭД) Р в данной точке определяется общим количеством квантов, попавших в данную точку из всех телесных углов, то проводя измерения во всех направлениях и суммируя их по формуле: Р= (G/AQ0)A9,A(p AN 8ІпЄДЄДф, 3.2.5. где Дф и Д6 - шаг, с которым проводятся измерения, мы получаем МЭД в данной точке.
Опыт применения измерительно-информационных систем для контроля радиационной обстановки в ходе реабилитационных работ
Для измерения запаса i37Cs при его заглублении в вещество необходимо помимо скорости счета гамма локатора в пике полного поглощения дополнительно измерять скорость счета в комптоновской части спектра. На основе численных расчетов методом Монте-Карло и экспериментальном моделировании с применением объемного эталонного источника был выбран оптимальный дополнительный энергетический диапазон - (400 560) кэВ.
Скорость счета ANC в этом диапазоне энергий пропорциональна величине запаса цезия q и слабо зависит от величины заглубления, т.е. для этого энергетического диапазона для величин ANC и q имеет место соотношение, аналогичное выражению (4.1.1). Слабая зависимость ANC от величины заглубления радионуклида объясняется тем, что в энергетическом диапазоне 400-560 кэВ скорость счета формируется как за счет регистрации детектором потока не рассеянного (первый компонент), так и потока рассеянного излучений (второй компонент). Второй компонент в указанном энергетическом диапазоне спектра обусловлен регистрацией фотонов однократно рассеянных в веществе на малые углы. По мере заглубления радионуклидов первый компонент уменьшается (за счет ослабления не рассеянного излучения), второй - возрастает (за счет накопления рассеянного излучения).
Эти два конкурирующих процесса практически компенсируют друг друга, обеспечивая слабую зависимость AN от величины заглубления радионуклида в веществе. Следует отметить, что для небольшого заглубления (до 3/1, где X - длина свободного пробега в веществе для фотонного излучения Cs энергией 662 кэВ) скорость счета в указанной комптоновской части спектра слабо зависит не только от глубины залегания цезия в веществе, но и от характера его распределения по глубине.
Как отмечалось выше, скорости счета ANf и ANC в указанных энергетических интервалах спектра пропорциональны запасу цезия в веществе, поэтому отношение этих величин ANf/ANc уже не будет зависеть от активности цезия в веществе, а будет характеризовать степень его проникновения.
Как показали результаты теоретического анализа, по отношению ANf/ANc можно производить оценку величины заглубления цезия в веществе, т.е. определять толщину слоя вещества, в котором содержится свыше 80% всего запаса Cs. Ошибка определения плотности активности 137Cs в указанном слое обусловлена априори неизвестным его распределением по глубине. Для наиболее вероятных распределений -равномерного, треугольного и экспоненциального распределений, эта ошибка не превышает 20%. Такая оценка запаса и заглубления данного радионуклида в веществе является достаточной для расчета мощности эквивалентной дозы над загрязненной поверхностью вещества с указанной выше точностью.
Процедура расчета МЭД над загрязненной земной поверхностью подробно представлена в [80, 81] и заключается в расчете методом Монте-Карло матрицы вклада единичной плотности активности в МЭД в зависимости от расстояния и заглубления Cs в почву.
Та же процедура расчета применима для трехмерной геометрии, например, для поверхностного загрязнения помещений и описана в [82]. Логика расчета МЭД в пространственной геометрии из данных измерений гамма локатора заключается в следующем. Каждой точке углового сканирования гамма локатора в точке пересечения поверхности помещения с осью коллиматора гамма локатора приписывается плотность поверхностной активности 137Cs согласно формуле (4.1.1). На три соседние точки измерения, расположенные на поверхности помещения, натягивается треугольная поверхность. Данной треугольной поверхности приписывается средняя арифметическая для вершин плотность активности. Далее треугольная поверхность заменяется круговой поверхностью, равной ей площадью с параметрами активности, приписанными треугольной поверхности. МЭД в любой точке в силу ее адитивности определяется как простая сумма вкладов от таких круговых поверхностей, определенным образом ориентированных в пространстве.
Зная распределение плотности активности по всем поверхностям помещения для случая поверхностного загрязнения, и нормируя Ф(г0,О,Е) - полный поток фотонов в точке расположения гамма локатора на МЭД в
данной точке Я0ї можно рассчитать распределение МЭД любой точке помещения.
