Содержание к диссертации
Введение
ЧАСТЬ 1. Математическое моделирование процессов взаимодействия и переноса излучения в однородных и неоднородных средах 18
1. Численные методы расчета глубокого проникновения излучения. 20
1.1. Обзор основных методов решения задач глубокого проникновения 20
1.2. Sn-метод в расчетах поля гамма-излучения 23
1.2.1. Алгоритм численной реализации Sn-метода 23
1.2.2. Влияние факторов, обусловленных численной реализацией Sn-метода при применении его к задачам о глубоком проникновении 26
1.3. Метод монте-карло в расчетах поля излучения при глубоком проникновении гамма-квантов 32
1.3.1. Математическая формулировка моделирования процесса переноса гамма-квантов в веществе с помощью метода Монте-Карло 32
1.3.2. Оценки поля излучения на больших расстояниях от источника 34
1.3.3. Вычисление плотности потока в точке 39
2. Исследование поля гамма-излучения с использованием рассматриваемых численных методов 43
2.1. Метод Монте-Карло в задачах глубокого проникновения гамма-квантов в однородных средах 43
2.2. Метод Монте-Карло в задачах прохождения гамма-излучения в протяженных блоках защиты с ограниченными поперечными размерами 47
2.3. Sn-метод в задачах глубокого проникновения гамма-квантов в однородных средах 50
2.3.1. Факторы накопления гамма-излучения 52
2.3.2. Энергетические и угловые распределения плотности потока гамма-излучения за водяными барьерами различной толщины 53
2.3.3. Дифференциальные энергетические распределения гамма-излучения 61
2.3.4. Угловое распределение мощности дозы гамма-излучения 65
2.4. Физические процессы и их роль в переносе гамма-излучения 68
2.4.1. Вклад аннигиляционного излучения 69
2.4.2. Роль учета тормозного излучения 70
2.4.3. Учет процесса когерентного рассеяния 74
2.4.4. Роль учета флуоресцентного излучения 76
2.4.5. Учет эффектов поляризации гамма-излучения 77
3. Анализ обусловленных учетом трехмерной геометрии возмущений поля излучения внутри облучаемого снаружи помещения конечного объема 81
3.1. Модель учета влияния неодномерности объекта в расчетах поля излучения внутри него.83
3.1.1. Геометрическая модель 83
3.1.2. Математическая модель 83
3.2. Эффективность метода и его экспериментальное обоснование 85
3.3. Выводы по первой части 88
ЧАСТЬ 2. Математическое моделирование радиационного воздействия атомных объектов в проблеме безопасности морской среды 91
4. Источники радиоактивного загрязнения морской среды 92
4.1. Защитные барьеры АОМТ относительно выхода радионуклидов во внешнюю среду 92
4.2. Процессы переноса радионуклидов через защитные барьеры 94
4.3. Производительности источника выхода радионуклидов 102
5. Распространение радионуклидов в морской среде 105
5.1. Уравнения переноса радионуклидов в морской воде 106
5.2. Уравнение переноса радионуклидов в донных осадках 113
5.3. Граничные условия на границе дно-вода 116
5.4. Определение коэффициентов уравнений по экспериментальным данным 119
5.4.1. Коэффициенты турбулентного обмена 120
5.4.2. Коэффициенты распределения 121
5.4.3. Скорость осаждения взвеси 122
5.4.4. Эффективная скорость осаждения взвеси и скорость осадконакопления 123
5.4.5. Коэффициенты диффузии в донных осадках 125
5.5. Применение уравнений переноса радионуклидов 127
5.5.1. Перенос радионуклидов в придонном слое 127
5.5.2. Перенос радионуклидов в толще морской среды 128
6. Критерии допустимого техногенного загрязнения морской среды и радиационные последствия затопления АОМТ 143
6.1. Особенности облучения человека, связанного с загрязнением морской среды 144
6.2. Допустимое радиоактивное загрязнение воды в районах морского промысла 145
6.3. Допустимые уровни техногенного радиоактивного загрязнения воды бухт и эстуариев при эксплуатации АОМТ 152
6.4. Радиационные последствия затопления АОМТ 159
6.4.1. Положение границы зоны радиоактивного загрязнения 162
6.4.2. Радиационные последствия затопления атомного судна в море 163
6.4.3. Радиационные последствия затопления судна АТО 170
6.5. Выводы по второй части 174
ЧАСТЬ 3. Математическое моделирование радиационного воздействия предприятий атомного судостроения на персонал, население и окружающую среду 178
7. Методы расчетов радиационных последствий аварий 180
7.1. Состав комплекса методов расчета 180
7.2. Исходные данные комплекса методов расчета 182
7.3. Моделирование состояния аварийного объекта в зависимости от типа аварии и сценария ее протекания 184
7.3.1. Расчет термодинамических параметров среды в аварийных помещениях 184
7.3.2. Состояние радиационно-опасного оборудования и систем при затоплении и внешних воздействиях 186
7.4. Определение характеристик источника радионуклидов 187
7.4.1. Расчет накопления продуктов деления в активной зоне 187
7.4.2. Расчет энерговыделения при СЦР 189
7.5. Перенос активности по помещениям, утечка в окружающую среду 192
7.5.1. Концентрация радионуклидов в защитной оболочке и смежных помещениях 192
7.5.2. Перенос радионуклидов внутри затопленных атомных объектов 194
7.6. Рассеяние и осаждение радионуклидов при их выбросах в атмосферу 195
7.6.1. Приземные концентрации и плотность отложения радионуклидов на поверхность при постоянных выбросах 195
7.6.2. Рассеяние и осаждение радионуклидов при аварийных выбросах 197
7.6.3. Концентрация радионуклидов в факеле выброса в окружающую среду 200
7.7. Радиационная обстановка в помещениях корабля и в окружающей среде 202
7.7.1. Метод расчета дозы гамма-излучения в помещениях корабля 202
7.7.2. Облучение от выброса радионуклидов в окружающую среду 204
8. Радиационные последствия аварий на предприятиях атомного судостроения и судоремонта 211
8.1. Последствия аварии с потерей теплоносителя на корабле с ЯЭУ 212
8.2. Последствия при падении перегрузочного контейнера при выгрузке ОЯТ 214
8.2.1. Выгрузка ОЯТ из утилизируемой АПЛ 214
8.2.2. Выгрузка ОЯТ из ремонтируемой АПЛ 215
8.3. Пожар в энергетическом отсеке утилизируемой АПЛ и в хранилище ЖРО 215
8.3.1. Локальный пожар в энергетическом отсеке утилизируемой АПЛ 217
8.3.2. Общий пожар в энергетическом отсеке утилизируемой АПЛ 219
8.3.3. Пожар в хранилище ЖРО 220
8.4. Аварийный выброс газа из системы газа высокого давления АПЛ 221
8.5. Аварии с выходом радионуклидов в акваторию 222
8.5.1. Несанкционированный сброс в акваторию ЖРО 222
8.5.2. Затопление АПЛ с не выгруженной активной зоной 222
8.5.3. Затопление спецтанкера в акватории предприятий 225
8.5.4. Разрушение хранилища ЖРО 225
8.6. Радиационные последствия выброса при СЦР 226
8.7. Оценка масштаба радиационных последствий аварий 229
8.7.1. Оценка масштабов аварий в соответствии со шкалой МАГАТЭ 229
8.7.2. Радиационный риск аварий с воздушным выбросом радионуклидов 234
8.8. Зона радиационной аварии 236
8.9. Выводы по третьей части 243
9. Заключение 245
- Математическая формулировка моделирования процесса переноса гамма-квантов в веществе с помощью метода Монте-Карло
- Анализ обусловленных учетом трехмерной геометрии возмущений поля излучения внутри облучаемого снаружи помещения конечного объема
- Допустимые уровни техногенного радиоактивного загрязнения воды бухт и эстуариев при эксплуатации АОМТ
- Концентрация радионуклидов в защитной оболочке и смежных помещениях
Введение к работе
Характеристика проблемы защиты человека и окружающей среды от факторов радиационного воздействия атомных объектов морской техники
Россия занимает лидирующее место в мире по созданию кораблей и судов с ЯЭУ и
является единственной страной в мире, имеющей гражданский атомный флот.
Однако использование ядерной энергии приводит к необходимости решать проблемы, связанные с обеспечением ядерной и радиационной безопасности. Несмотря на высокую степень надежности современных атомных кораблей и судов, постоянно ведется работа по их совершенствованию в соответствии с ужесточающимися требованиями ядерной и радиационной безопасности. При использовании ядерной энергии наибольшую опасность, в конечном счете, представляет облучение людей. Использование ЯЭУ на кораблях и судах в случае возможных аварий несет в себе потенциальную опасность радиационного воздействия сверх регламентированных пределов не только на личный состав корабля, но и на население и окружающую среду. Источником потенциального радиационного воздействия являются радиоактивные элементы, находящиеся в активной зоне реактора, технологических контурах ЯЭУ, а также в хранилищах РАО и ОЯТ.
В процессе эксплуатации, ремонта и утилизации кораблей и судов с ЯЭУ образуется значительное количество РАО. Для обращения с РАО, включая ОЯТ, используются специализированные суда АТО, осуществляющие последовательную цепочку операций по перегрузке активных зон ЯЭУ кораблей, приёму, переработке и перевозке РАО к пунктам их хранения. Суда указанного класса могут являться источником не менее сильного радиационного воздействия на человека и окружающую среду, чем корабли и суда с ЯЭУ.
Для строительства указанных атомных объектов морской техники (АОМТ), их эксплуатации и ремонта, а также последующей утилизации создана и существует целая инфраструктура пунктов базирования, судостроительных и судоремонтных предприятий. Данные предприятия атомного судостроения в процессе своей деятельности могут оказывать радиационное воздействие на персонал, население ближайших населенных пунктов и окружающую природную среду.
Развитие российского атомного флота и его эксплуатация, несомненно, оказывают влияние на радиоэкологическое состояние морей Северного и Тихоокеанского регионов и прилежащие к ним территории. Более того, сейчас можно с большой степенью уверенности утверждать, что при создании отечественного атомного флота были недооценены проблемы обеспечения радиоэкологической безопасности.
В настоящее время эти же проблемы возникают при утилизации АОМТ, которая по своей сложности, дороговизне, социальной значимости и экологической опасности
представляет собой проблему мирового значения и является приоритетной в деятельности всего российского промышленного комплекса.
Неготовность промышленности к массовой утилизации АПЛ и обращению с радиоактивным оборудованием влечет за собой необходимость его длительного хранения на борту списанных АПЛ, что несет потенциальную угрозу радиоактивного загрязнения акваторий, сопредельных с иностранными государствами. Суммарная радиоактивность, сосредоточенная в реакторном отсеке одной снятой с эксплуатации АПЛ, может достигать Імлн.Ки. Выгрузка ядерного топлива из реакторного отсека снижает эту величину в десятки раз, что не исключает радиационной и экологической опасности, хотя полностью снимает вопрос о необходимости обеспечения ядерной безопасности. Радиоэкологическая опасность усугубляется тем, что техническое состояние прочных корпусов и систем живучести списанных кораблей с течением времени ухудшается, что, в свою очередь, может привести к несанкционированному затоплению последних в местах их базирования.
Утилизацию АОМТ, выведенных и выводимых из эксплуатации, включая выгрузку ОЯТ, предполагается осуществлять на действующих судостроительных и судоремонтных предприятиях. Эти предприятия располагаются, как правило, в густонаселенных местах вблизи жилых массивов.
Процесс утилизации АОМТ также, как и процесс их обслуживания в ходе эксплуатации, включает ряд опасных в радиационном отношении операций (выгрузку ОЯТ, удаление теплоносителя, демонтаж загрязненного оборудования, вырезку реакторного отсека и др.). При этом образуется большое количество высокоактивных жидких и твердых РАО и ОЯТ.
Изложенное свидетельствует о потенциальной возможности возникновения дополнительной радиационной нагрузки на население и окружающую среду региона.
Вынужденное хранение на плаву фрагментов АПЛ, в том числе, с невыгруженным ОЯТ в долгосрочной перспективе создает значительную радиоэкологическую опасность для водной среды, обладающей повышенной чувствительностью к радиоактивным загрязнениям из-за способности гидробионтов и донных осадков к накоплению радионуклидов. Масштабы этой опасности необходимо оценить, так как сотни тысяч людей могут в течение десятков лет находиться в зоне ее влияния.
Кроме того, в процессе строительства, ремонта, отстоя и утилизации АОМТ не исключены аварийные ситуации, при которых может возникнуть сложная радиационная обстановка с высокими дозовыми нагрузками для населения и загрязнением объектов окружающей природной среды.
В связи со сказанным оценка уровней радиационного воздействия (с учетом различных аварийных ситуаций) АОМТ, а также предприятий, осуществляющих их строительство,
ремонт и утилизацию, на население и экологическую ситуацию в регионе является актуальной и необходимой.
Основой решения проблемы обеспечения безопасности человека и окружающей среды от воздействия АОМТ является наличие детальной количественной информации об уровнях возможного радиационного воздействия, полученной с помощью комплекса математических методов, базирующихся на достоверном моделировании различных физических процессов. При этом сопоставление величин, характеризующих масштабы прогнозируемого радиационного воздействия, с величинами допустимых уровней этого воздействия позволяет сделать вывод о необходимости реализации тех или иных мероприятий по снижению воздействия или защите от него. А рассмотрение сценариев развития наиболее вероятных аварийных ситуаций и разработка физических и математических моделей их протекания позволят с использованием упомянутого комплекса математических методов не только оценить масштабы риска возможного радиационного воздействия этих аварий на человека и окружающую среду еще до того, как подобная авария произойдет, но и на основании результатов такого моделирования определить эффективность и технические характеристики мероприятий по снижению этих последствий. Возможный спектр таких мероприятий достаточно широк: от выбора защитных экранов определенной толщины, зависящей от материала экрана, до обоснования размеров СЗЗ для отдельного АОМТ или целого предприятия атомного судостроения (судоремонта).
Таким образом, в целях решения проблемы обеспечения защиты человека и окружающей среды от факторов радиационного воздействия АОМТ на всех этапах их жизненного цикла необходимо провести исследования по следующим направлениям:
Выбору и обоснованию (в случае необходимости) допустимых уровней радиационного воздействия на человека (доза, мощность дозы, радиоактивное загрязнение) и природную среду (радиоактивное загрязнение).
Определению источников и путей радиационного воздействия на человека и окружающую среду АОМТ на всех этапах их жизненного цикла с учетом возможных аварийных ситуаций.
Созданию методов и средств моделирования количественных характеристик источников радиационного воздействия (геометрия, размеры, активность, нуклидный состав) с учетом различных сценариев протекания аварийных ситуаций (задачи переноса радионуклидов внутри АОМТ и вне их для определения зон загрязнения).
Нахождению по заданным характеристикам источников (зон загрязнения) дозовых величин поля излучения (задачи переноса излучения в веществе).
5. Разработке системы мероприятий по снижению параметров радиационного воздействия, превышающих допустимые уровни, ограничению или устранению самого воздействия.
Каждое из этих направлений, в свою очередь, является весьма сложной научно-технической задачей, которая хотя и решена в той или иной мере, но требует для своего полного решения значительного объема исследований с применением различных методов.
Краткая характеристика состояния вопроса и предмет защиты
С момента возникновения идеи размещения ЯЭУ на корабле (судне) существовало ясное
понимание того, что проблема снижения воздействия проникающих излучений на человека и различные материальные объекты является важной составной частью всей проблемы обеспечения защиты человека и окружающей среды от действия радиации.
Поэтому в ходе проектирования и строительства АОМТ различного назначения существенное внимание уделялось и уделяется созданию эффективной и надежной защиты от излучений. В соответствии со своим функциональным назначением защита от излучений должна обеспечивать снижение:
мощности дозы нейтронного и гамма-излучения от всех возможных источников до уровней, безопасных для человека;
флюенса быстрых нейтронов, падающих на конструкционные материалы, элементы оборудования и на радиоэлектронную аппаратуру с обеспечения их радиационного ресурса;
радиационных тепловыделений в конструкциях, окружающих активную зону реактора;
уровней наведенной активности теплоносителей, элементов оборудования, расходных материалов, воздуха и забортной воды.
Поскольку для кораблей и судов с ЯЭУ характерны жесткие требования к массе и габаритам защиты от излучений, проблема создания корабельных ЯЭУ требует развития относительно сложных и точных методов (и соответствующих программ для ЭВМ) расчета защиты от излучений.
Исследования в области защиты от излучений ЯЭУ проводились и проводятся многими организациями страны. В частности, изучением вопросов методического обеспечения расчетов полей излучения за радиационной защитой АОМТ занимались ИАЭ им. И.В. Курчатова, ФЭИ, НИКИЭТ, ОКБМ, Институт Биофизики, МИФИ, Институт Прикладной Математики. Обширный комплекс исследований по созданию методов расчета полей излучения был проведен ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова. Эти разработки были ориентированы в первую очередь на обеспечение проектирования и постройки АОМТ. Работа по созданию методов расчета проводились в двух направлениях: с одной стороны, по пути развития полуэмпирических методов, основанных на результатах, которые получены
экспериментально или путем моделирования процессов переноса излучения в веществе методом Монте-Карло; с другой, развитием методов, основанных на различных подходах к решению линейного интегро-дифференциального уравнения Больцмана, описывающего перенос излучения в материальных средах.
Начиная с 1970 года, автор диссертации, являясь сотрудником ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова, принимал непосредственное участие в упомянутых выше работах в качестве исполнителя и руководителя ряда направлений этих работ.
С конца 70-х годов появилась связанная с тенденцией к увеличению мощности ядерных реакторов и изотопных источников при одновременном снижении предельно допустимых уровней облучения человека необходимость в адаптации имеющихся методов численного моделирования поля за защитой к решению ряда задач о так называемом глубоком проникновении излучения. Общей чертой этих задач является изучение с помощью различных методов численного моделирования физических особенностей формирования поля излучения на больших расстояниях от источника.
Автором диссертации была поставлена и решена задача о глубоком проникновении гамма-излучения. Из круга вопросов, подлежащих рассмотрению при решении этой задачи, были выделены следующие:
исследование общих закономерностей формирования поля излучения при больших глубинах его проникновения в однородных и некоторых неоднородных композициях материальных сред;
изучение энергетических и угловых распределений гамма-квантов для получения наиболее полной информации о формировании поля излучения на больших глубинах проникновения;
изучение влияния на формирование поля излучения ряда вторичных, ранее не учитываемых физических процессов взаимодействия излучения с веществом.
Для рассмотрения указанных вопросов автором были разработаны и реализованы в виде программ алгоритмы решения кинетического уравнения переноса излучения в веществе на основе предложенных им модификаций метода Монте-Карло и Sn-метода. Эти методы были выбраны в качестве основного инструмента исследования по следующим причинам.
Sn-метод оказался наиболее приспособленным для решения практически важных задач глубокого проникновения излучения, а именно, для прогнозирования радиационной обстановки при обслуживании АОМТ, оснащенных ЯЭУ, когда необходима детальная информация о пространственно-энергетических и угловых характеристиках поля на периферии основной защиты и даже на легком корпусе или днище корабля. Примерами таких задач являются: совместное базирование атомных кораблей; докование АПЛ; спасательные и водолазные работы (в том числе при нахождении АОМТ на грунте) и др.
При отсутствии возможности экспериментального подхода единственным методом, позволяющим корректно решать задач переноса излучения, не поддающиеся существенному упрощению, является метод Монте-Карло в различных его модификациях. Поэтому он был выбран в качестве основного метода для решения задач переноса излучения в неоднородных средах, а также для получения данных, служащих репером при использовании других численных методов решения кинетического уравнения для определения точности последних.
Кроме того, эти методы легко допускают возможность учета ряда вторичных физических процессов взаимодействия излучения с веществом с помощью разработанных автором диссертации алгоритмов моделирования этих процессов, что позволяет избежать необходимости трудно реализуемого решения системы связанных между собой интегро-дифференциальных уравнений переноса.
Основным способом проверки корректности результатов, получаемых с помощью численного моделирования является сравнение расчетных результатов с соответствующими экспериментальными данными. Поэтому для проверки создаваемых расчетных методов и их константного обеспечения проводились экспериментальные исследования распространения излучения, выполненных на макетах и сборках, близких к реальным.
Автору диссертации принадлежит идея проведения ряда экспериментов, проводившихся в ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова, на исследовательском реакторе и изотопных источниках. Им выполнена обработка и дана научная интерпретация результатов этих экспериментов, которые в последующем использовались им как для получения конкретных данных по прохождению излучения в различных средах, так и для обоснования достоверности созданных методов математического моделирования переноса ионизирующего излучения в геометрически сложных и неоднородных средах.
Таким образом, к середине 80-х годов был завершен первый период в решении проблемы математического моделирования радиационного воздействия АОМТ на человека. К этому времени основными направлениями решения данной проблемы были следующие:
разработка теории и методов расчета переноса ионизирующего излучения;
экспериментальные исследования в области физики защиты от излучений в направлении развития и совершенствования методов и методик;
изучение (расчетное и экспериментальное) особенностей формирования дозовых полей облучения персонала АОМТ.
С конца 80-х- начала 90-х годов после печально известных событий (аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. и гибели АПЛ «Комсомолец» в 1989 г.), вызвавших радиофобию среди населения в отношении как атомной энергетики в целом, так и в отношении АОМТ, в частности, начался второй период решения проблемы обеспечения защиты человека и окружающей среды от факторов радиационного воздействия АОМТ.
Комплексный подход в решении проблемы моделирования радиационного воздействия АОМТ, характерный для этого периода, позволил в работах, выполненных в ЦНИИ им. акад. А.Н.Крылова, создать методический аппарат, основанный на математическом моделировании различных аварийных процессов в системе «ЯЭУ-корабль-окружающая среда», и с его помощью выполнить большой объем работ по обоснованию уровня безопасности ряда проектов АОМТ, а также предприятий, строящих, ремонтирующих и утилизирующих АОМТ.
Руководителем этих работ являлся автор диссертации. Им были сформулированы требования, предъявляемые как к комплексу методов в целом, так и выбору отдельных математических методов. Он самостоятельно разработал алгоритмы отдельных методов расчета, входящих в комплекс методов, и принял паритетное участие в разработке алгоритмов других методов и в их программной реализации.
В период 1992-2002 г.г. автором диссертации был проведен цикл расчетов по моделированию последствий различных аварий на предприятиях судостроения, обслуживающих АОМТ [290-299]. Выполненный им анализ полученных результатов выявил некоторые общие закономерности в формировании радиационных последствий этих аварий. Последнее позволило из всего многообразного перечня аварийных ситуаций, типичных для разных стадий эксплуатации, обслуживания, ремонта и утилизации АОМТ, выделить основные, определив сценарии их протекания, количественные характеристики этих сценариев, а затем ожидаемые последствия каждой из аварий сопоставить с известной шкалой МАГАТЭ классификации ядерных инцидентов и аварий для атомных станций. А проведенные в это же время расчетные исследования по определению уровней возможного радиоактивного загрязнения морской среды [237,238,249-251,254-258] показали, что аварии с АОМТ, даже крупномасштабные, имеют локальные последствия и не дают значительного загрязнения Мирового океана.
Сказанное позволяет заключить, что математическое моделирование процессов переноса радионуклидов и ионизирующего излучения в различных средах с целью создания методов расчета для обеспечения защиты персонала, населения и окружающей среды от факторов радиационного воздействия АОМТ на всех этапах их жизненного цикла, включая проектирование, строительство, ремонт и утилизацию, составило новое самостоятельное научное направление. Диссертант стал научным руководителем данного направления, и это послужило основанием для представления к защите настоящей диссертации.
В соответствии с определенными выше направлениями исследований, необходимых для решения пргблемы защиты человека и окружающей среды от радиационного воздействия АОМТ, и основными результатами, полученными автором диссертации (см. рис.В.1), предмет защиты может быть сформулирован следующим образом.
Защита человека и окружающей среды от радиационного воздействия АОМТ
Определение источников и путей
воздействия. Обоснование допустимых уровней
Математическое моделирование радиационного воздействия АОМТ в различных ситуациях
Разработка мероприятий по снижению воздействия
Методы расчёта переноса радионуклидов внутри АОМТ и вне их^
Методы расчёта переноса излучения в веществе с учётом различных процессов взаимодействия
Определение уровней воздействия (дозы, радиоактивное загрязнение)
Рис. В.1. Направления работ для защиты человека и окружающей среды от радиационного воздействия АОМТ с указанием основных
результатов, полученных автором диссертации для решения этой проблемы.
Автор защищает:
Алгоритмы решения кинетического уравнения переноса излучения на основе модификаций Sn-метода и метода Монте-Карло, их программные реализации и обоснование применимости этих методов для решения в задачах глубокого проникновения гамма-излучения в веществе.
Результаты исследования общих закономерностей формирования поля гамма-излучения при больших глубинах его проникновения в однородных и неоднородных протяженных композициях защиты.
Математические модели и соответствующие им алгоритмы учета различных вторичных физических процессов взаимодействия гамма-квантов с веществом в предложенных модификациях Sn-метода и метода Монте-Карло, а также результаты изучения влияния этих вторичных процессов на формирование поля излучения, включая задачи его глубокого проникновения.
Расчетную модель учета влияния в расчетах поля излучения внутри объекта его неодномерности, основанную на применении методов теории возмущения с использованием решений сопряженного уравнения переноса.
Обобщенные и вновь разработанные математические модели возможного переноса радионуклидов, содержащихся в радиационно-опасноых системах и оборудовании, по помещениям АОМТ и далее в морской среде, а также результаты исследований общих закономерностей формирования зон радиоактивного загрязнения морской среды при авариях с АОМТ, связанных с выходом радионуклидов за их пределы, включая затопление АОМТ.
Методы определения количественных показателей, определяющих допустимый уровень радиоактивного загрязнения морской среды, с учетом связанных с этим видом загрязнения особенностей радиационного воздействия на человека.
Комплекс методов по определению радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду при авариях, приводящих к изменению радиационной обстановки и распространению радиоактивности по АОМТ и за его пределы.
Перечень наиболее значимых с точки зрения радиационного воздействия на человека и окружающую среду аварий, типичных для существующей практики строительства, ремонта и принятой концепции утилизации АОМТ, а также количественные характеристики сценариев их протекания.
Результаты исследования общих закономерностей в формировании радиационных последствий аварий, типичных для существующей практики строительства, ремонта и принятой концепции утилизации АОМТ, с оценкой масштаба последствий этих аварийных ситуаций в соответствии с масштабом ожидаемого радиационного риска на основе шкалы событий МАГАТЭ для атомных станций.
Содержание, апробация и внедрение результатов работы.
Работа состоит из 8 разделов, объединенных в 3 части, и двух приложений . Первая часть состоит из 3 разделов и посвящена моделированию процессов взаимодействия излучения с веществом и численным методам расчета переноса излучения в однородных и неоднородных средах.
В первом разделе наряду с обзором различных численных методов, которые могут быть использованы для решения задач, связанных с глубоким проникновением гамма-излучения, рассмотрено использование для этой цели Sn-метода и изложены результаты исследований влияния факторов, обусловленных численной реализацией S„ -метода, при применении его к задачам глубокого проникновения. Здесь же рассмотрены вопросы использования метода Монте-Карло для решения этого класса задач и дан обзор приемов, используемых для уменьшения статистической ошибки в задачах глубокого проникновения излучения.
В втором разделе изложены результаты исследований прохождения гамма-излучения в протяженных однородных и неоднородных композициях вещества. Дано описание алгоритмов моделирования различных, ранее не учитываемых процессов взаимодействия излучения с веществом; проанализированы результаты количественной оценки их роли в расчетах переноса гамма-излучения. Наряду с результатами расчетных исследований приводятся данные экспериментов, которые используются для подтверждения корректности использования предложенных расчетных моделей.
В третьем разделе рассмотрен способ моделирования величин поправок, обусловленных учетом 3-хмерности объема реального помещения, к величине поля излучения внутри этого помещения, определяемого на основании совокупности одномерных расчетов. Приводится экспериментальное подтверждение эффективности предлагаемой модели, которая основана на теории возмущений с привлечением аппарата сопряженных функций.
Вторая часть диссертации состоит из 3 разделов и посвящена вопросам математического моделирования масштабов потенциального радиационного воздействия на человека и морскую среду при ситуациях, связанных с выходом радионуклидов за пределы АОМТ.
В четвертом разделе описаны методы расчета распространения радионуклидов по помещениям аварийного объекта и их утечки в окружающую среду, основанные на учете процессов, определяющих перенос радионуклидов через защитные барьеры АОМТ.
В пятом разделе рассмотрено моделирование процессов, обуславливающих распространение радионуклидов морской среде.
Шестой раздел посвящен основанному на анализе критических путей возможного радиационного воздействия на человека выбору критериев и количественных показателей,
определяющих допустимый уровень техногенного радиоактивного загрязнения моря. Здесь же дан анализ результатов исследований особенностей формирования радиоактивного загрязнения морской воды при затоплении АОМТ в открытом море.
Третья часть включает в себя два раздела. В ней рассмотрены вопросы моделирования радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду при строительстве, ремонте и утилизации АОМТ.
Седьмой раздел содержит информацию о созданном комплексе расчетных методов оценки радиационных последствий возможных применительно к существующей номенклатуре радиационно-опасных работ, выполняемых на предприятиях атомного судостроения, аварийных ситуаций, приводящих к выходу радионуклидов в окружающую среду.
Результаты исследования общих закономерностей в формировании радиационных последствий аварий, типичных для существующей практики строительства, обслуживания АОМТ и принятой концепции утилизации АПЛ, рассмотрены в восьмом разделе; здесь же масштабы последствий этих аварийных ситуаций сопоставлены с масштабами ожидаемого радиационного риска, соответствующими шкале событий МАГАТЭ для атомных станций, а также рассмотрены особенности формирования зоны радиационной аварии.
В приложении 1 приведены результаты моделирования возможного загрязнения объектов природной среды при длительном хранении на плаву вырезанных реакторных отсеков утилизируемых АПЛ.
В приложении 2 представлен разработанный на основе анализа радиационно-опасных работ на предприятиях атомного судостроения (судоремонта) перечень наиболее характерных (типовых) вариантов аварий и дано соответствующее этому перечню описание сценариев ядерных и радиационных аварий, возможных на этих предприятия, с указанием их главных количественных характеристик.
Очевидно, что в выполнении такой объемной работы, которая включает наряду с расчетными и экспериментальные исследования, принимал участие ряд сотрудников лаборатории, успешно разрабатывавших отдельные направления данной проблемы.
Как отмечалось выше, автор являлся руководителем и исполнителем всех работ по проблеме, включая проведение экспериментов, разработку расчетных методов и методик анализа экспериментов, анализ и научное обобщение результатов исследований. Кроме того, им осуществлено внедрение этих результатов в практику обеспечения радиационной безопасности и защиты от ионизирующих излучений как на стадии проектирования АОМТ, так и на стадиях их строительства, ремонта и утилизации на предприятиях Государственного Российского центра атомного судостроения.
Основные научные результаты и рекомендации внедрены при проектировании АОМТ различного назначения в конструкторских бюро отрасли, а также на судостроительных и судоремонтных предприятиях. К числу важнейших направлений внедрения результатов работы относятся:
разработка отраслевого стандарта OCT В5.4369-81 «Защита от ионизирующих излучений судовых атомных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением, а также доков и судов обслуживания объектов флота с атомными энергетическими установками. Методы расчета», который используется более чем на 20 предприятиях отрасли;
выполнение комплекса работ по оценке воздействия на персонал, население и природную среду при спецификационных условиях эксплуатации, а также при различных аварийных ситуациях плавучего комплекса по переработке ЖРО «Ландыш», созданного по совместному российско-американскому проекту для эксплуатации в прибрежных районах Японского моря, прошедшему согласование всех российских надзорных органов и получившему одобрение государственной экспертизы;
использование рассматриваемых математических моделей и расчетных методов для обоснования схемных и конструктивных решений в обеспечение безопасности целого ряда проектов (плавучей технической базы для обслуживания АПЛ - проектант ЦКБ «Айсберг»; транспорта для перевозки и переработки радиоактивных отходов - проектант ЦКБ «Вымпел» и др.; операций по подъему, транспортировке и утилизации АПК «Курск»), а также для разработки проектов санитарно-защитных зон действующих предприятий (Дальневосточный завод «Звезда», судоремонтный завод «Нерпа», ПО «Севмашпредпритие» и ГМП «Звездочка»).
Основные материалы, вошедшие в диссертацию, опубликованы в 19 статьях в журналах и специализированных сборниках [39, 104-106, 115-119, 204, 214, 237, 238, 250, 257, 290-292,302], а также более чем в 50 научно-технических отчетах, направленных в адреса различных организаций.
Автор выступал с результатами, изложенными в диссертации, на международных, всесоюзных и российских научных конференциях и семинарах, по материалам которых опубликовано 16 докладов [249,251-256,258,275,293-299].
Ряд методических вопросов вошел в учебные пособия, написанные автором для студентов факультета прикладной математики и процессов управления Санкт-Петербургского государственного университета [300,301].
Математическая формулировка моделирования процесса переноса гамма-квантов в веществе с помощью метода Монте-Карло
Работа состоит из 8 разделов, объединенных в 3 части, и двух приложений . Первая часть состоит из 3 разделов и посвящена моделированию процессов взаимодействия излучения с веществом и численным методам расчета переноса излучения в однородных и неоднородных средах.
В первом разделе наряду с обзором различных численных методов, которые могут быть использованы для решения задач, связанных с глубоким проникновением гамма-излучения, рассмотрено использование для этой цели Sn-метода и изложены результаты исследований влияния факторов, обусловленных численной реализацией S„ -метода, при применении его к задачам глубокого проникновения. Здесь же рассмотрены вопросы использования метода Монте-Карло для решения этого класса задач и дан обзор приемов, используемых для уменьшения статистической ошибки в задачах глубокого проникновения излучения.
В втором разделе изложены результаты исследований прохождения гамма-излучения в протяженных однородных и неоднородных композициях вещества. Дано описание алгоритмов моделирования различных, ранее не учитываемых процессов взаимодействия излучения с веществом; проанализированы результаты количественной оценки их роли в расчетах переноса гамма-излучения. Наряду с результатами расчетных исследований приводятся данные экспериментов, которые используются для подтверждения корректности использования предложенных расчетных моделей.
В третьем разделе рассмотрен способ моделирования величин поправок, обусловленных учетом 3-хмерности объема реального помещения, к величине поля излучения внутри этого помещения, определяемого на основании совокупности одномерных расчетов. Приводится экспериментальное подтверждение эффективности предлагаемой модели, которая основана на теории возмущений с привлечением аппарата сопряженных функций.
Вторая часть диссертации состоит из 3 разделов и посвящена вопросам математического моделирования масштабов потенциального радиационного воздействия на человека и морскую среду при ситуациях, связанных с выходом радионуклидов за пределы АОМТ.
В четвертом разделе описаны методы расчета распространения радионуклидов по помещениям аварийного объекта и их утечки в окружающую среду, основанные на учете процессов, определяющих перенос радионуклидов через защитные барьеры АОМТ.
В пятом разделе рассмотрено моделирование процессов, обуславливающих распространение радионуклидов морской среде.
Шестой раздел посвящен основанному на анализе критических путей возможного радиационного воздействия на человека выбору критериев и количественных показателей, определяющих допустимый уровень техногенного радиоактивного загрязнения моря. Здесь же дан анализ результатов исследований особенностей формирования радиоактивного загрязнения морской воды при затоплении АОМТ в открытом море.
Третья часть включает в себя два раздела. В ней рассмотрены вопросы моделирования радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду при строительстве, ремонте и утилизации АОМТ.
Седьмой раздел содержит информацию о созданном комплексе расчетных методов оценки радиационных последствий возможных применительно к существующей номенклатуре радиационно-опасных работ, выполняемых на предприятиях атомного судостроения, аварийных ситуаций, приводящих к выходу радионуклидов в окружающую среду.
Результаты исследования общих закономерностей в формировании радиационных последствий аварий, типичных для существующей практики строительства, обслуживания АОМТ и принятой концепции утилизации АПЛ, рассмотрены в восьмом разделе; здесь же масштабы последствий этих аварийных ситуаций сопоставлены с масштабами ожидаемого радиационного риска, соответствующими шкале событий МАГАТЭ для атомных станций, а также рассмотрены особенности формирования зоны радиационной аварии.
В приложении 1 приведены результаты моделирования возможного загрязнения объектов природной среды при длительном хранении на плаву вырезанных реакторных отсеков утилизируемых АПЛ.
В приложении 2 представлен разработанный на основе анализа радиационно-опасных работ на предприятиях атомного судостроения (судоремонта) перечень наиболее характерных (типовых) вариантов аварий и дано соответствующее этому перечню описание сценариев ядерных и радиационных аварий, возможных на этих предприятия, с указанием их главных количественных характеристик.
Очевидно, что в выполнении такой объемной работы, которая включает наряду с расчетными и экспериментальные исследования, принимал участие ряд сотрудников лаборатории, успешно разрабатывавших отдельные направления данной проблемы.
Как отмечалось выше, автор являлся руководителем и исполнителем всех работ по проблеме, включая проведение экспериментов, разработку расчетных методов и методик анализа экспериментов, анализ и научное обобщение результатов исследований. Кроме того, им осуществлено внедрение этих результатов в практику обеспечения радиационной безопасности и защиты от ионизирующих излучений как на стадии проектирования АОМТ, так и на стадиях их строительства, ремонта и утилизации на предприятиях Государственного Российского центра атомного судостроения. Основные научные результаты и рекомендации внедрены при проектировании АОМТ различного назначения в конструкторских бюро отрасли, а также на судостроительных и судоремонтных предприятиях. К числу важнейших направлений внедрения результатов работы относятся: - разработка отраслевого стандарта OCT В5.4369-81 «Защита от ионизирующих излучений судовых атомных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением, а также доков и судов обслуживания объектов флота с атомными энергетическими установками. Методы расчета», который используется более чем на 20 предприятиях отрасли; - выполнение комплекса работ по оценке воздействия на персонал, население и природную среду при спецификационных условиях эксплуатации, а также при различных аварийных ситуациях плавучего комплекса по переработке ЖРО «Ландыш», созданного по совместному российско-американскому проекту для эксплуатации в прибрежных районах Японского моря, прошедшему согласование всех российских надзорных органов и получившему одобрение государственной экспертизы; - использование рассматриваемых математических моделей и расчетных методов для обоснования схемных и конструктивных решений в обеспечение безопасности целого ряда проектов (плавучей технической базы для обслуживания АПЛ - проектант ЦКБ «Айсберг»; транспорта для перевозки и переработки радиоактивных отходов - проектант ЦКБ «Вымпел» и др.; операций по подъему, транспортировке и утилизации АПК «Курск»), а также для разработки проектов санитарно-защитных зон действующих предприятий (Дальневосточный завод «Звезда», судоремонтный завод «Нерпа», ПО «Севмашпредпритие» и ГМП «Звездочка»).
Анализ обусловленных учетом трехмерной геометрии возмущений поля излучения внутри облучаемого снаружи помещения конечного объема
Очевидно, что всегда желательно иметь по возможности более мелкий шаг по пространственной переменной, но в задачах о глубоком прохождении достигнуть этого не всегда возможно.
Полное число узлов пространственного разбиения при используемой программной реализации метода в расчетах с кратностями ослабления, соответствующими глубинам проникновения в 50 д.с.п., равнялось 223. Таким образом, величина шага пространственного разбиения h принималось равной 0,233 д.с.п., что позволяет удовлетворительно описывать рассматриваемые кратности ослабленной в рамках допущений, свойственных методу Карлсона. Для того, чтобы исследовать влияние шага h, проводились расчеты для случаев более частой сетки пространственного разбиения с шагами 1т=0,188 д.с.п. и h=0.143 д.с.п., которые показали, что изменение величин факторов накопления по отношению к результатам расчетов с шагом h=0.233 д.с.п. на глубинах 30 и 40 д.с.п. не превышает соответственно 0,1% и 0,25%.
Одна из главных трудностей при решении уравнения переноса гамма-излучения с помощью Sn- метода заключается в необходимости учета существенной анизотропии рассеяния квантов высоких энергий.
В уравнении переноса интеграл рассеивающих столкновений аппроксимируется разложением в ряд по полиномам Лежандра сечения как функции косинуса угла cos % = Q Q между первоначальным и конечным направлением гамма-кванта В указанном варианте реализации метода было выбрано Рб приближение (N=6).
Для исследования влияния порядка разложения индикатрисы рассеяния в ряд по полиномам Лежандра на величины факторов накопления рассматривалось прохождению гамма-квантов плоского изотропного источника с начальной энергией Ео=8,0 МэВ в однородной среде из железа, т.е. анализировался случай одной из наиболее анизотропных индикатрис, встречающихся в задачах переноса в веществе излучений реакторного спектра.
Результаты расчетов, представленные на рис 1.1 показывают, что при численном решении кинетического уравнения удовлетворительное описание переноса на небольших глубинах проникновения возможно с использованием низких приближений порядка индикатрисы рассеяния. Так на глубинах до 10 д.с.п. достаточно Рз -приближения, что совпадает с выводами авторов работ [21]. С ростом глубины проникновения для расчетов без существенной потери точности требуется увеличение порядка приближения в разложении индикатрисы рассеяния. Ход кривых зависимости величины фактора накопления от порядка разложения индикатрисы рассеяния, изображенных на рис. 1.1, показывает, что учет анизотропии рассеяния в Р& -приближения достаточен для глубин проникновения до 50 д.с.п. и что потеря точности при таком описании не превышает 10% на 50 д.с.п. Очевидно, что указанная потеря точности с уменьшением начальной энергии источника уменьшается.
Рассматриваемый энергетический интервал задавался в программе набором дискретных значений энергии, число которых не превышает 24. Система узлов {Ej} для энергетической переменной задавалась в зависимости от начальной энергии гамма-квантов Ео . Наборы дискретных значений энергий, использованные в расчетах, для различных начальных энергий источника Ео приведены в табл. 1.1.
Значения дискретных энергий выбирались совпадающими с разбиением энергетической шкалы по Уайт и Гродстейн [30,31]. Более частое дробление низкоэнергетической части необходимо для корректного описания низкоэнергетических пиков в дифференциальных энергетических спектрах легких веществ.
Влияние разбиения энергетической шкалы оценивалось для случая высоких энергий источника. Высокоэнергетическая часть рассматриваемого энергетического интервала описывалась более частным набором дискретных энергий с шагом 0,5 МэВ до значения 1,0 МэВ, после которого разбиение было обычным. Такой прием позволяет оценить неточность, обусловленную заданием всей энергетической области только 24 узловыми значениями энергии при принятой системе узлов.
Оказалось, что для случаев Ео Emjn (Emjn -значение энергии, соответствующее минимуму в полном коэффициенте ослабления гамма-квантов) эта неточность не превышает 20% на 50 д.с.п. в сторону завышения. При Ео Ет\п отмечается нарастание расхождения результатов, полученных при пользовании наборами дискретных энергий с разными шагами, с увеличением глубины проникновения. Результаты разнятся тем меньше, чем ближе Ео к Emjn.
По-видимому, максимальными величинами расхождений могут считаться следующие: 20% превышения результатов, полученных с набором дискретных энергий при шаге 0,5 МэВ, над результатами, полученными при обычном разбиении, на глубине 20 д.с.п. и 80% на глубине проникновения 50 д.с.п. Эти цифры, относящиеся к такой интегральной характеристике как фактор накопления, оценивались по ходу спектров в среде, так как при шаге 0,5 МэВ набора из 24 значений недостаточно для полного описания рассматриваемой области энергий и следовательно нельзя получить точное значение фактора накопления.
В расчетах использовались наборы узловых констант & " " , определенные по значениям узловых энергий, описывающих переходы из узла m в узел і и полученных в предположении, что в промежутках между узловыми энергиями зависимость плотности потока от энергии имеет вид Ф(Е) 1/Е, а для энергии Е 0,3 МэВ Ф(Е) 1/Е". Оценка влияния на точность результатов возможного несоответствия энергетических спектров гамма-излучения, сформированного средой и принятого при расчетах констант, проводилась путем определения чувствительности результатов к использованию в расчетах констант, полученных при разных зависимостях Ф(Е). В случае легких веществ бралось Ф(Е) соігз1:, а вслучае веществ с величинами атомного номера Z 6(MJ (E) -1/E . Было показано, что при детальном описании шкалы энергий получаемые результаты слабо чувствительны к виду используемой в промежутках между узловыми энергиями зависимости плотности потока от энергии. Поэтому приведенные выше цифры характеризуют порядок неточностей, обусловленных одновременно, как выбором закона Ф(Е), так и конечностью шагов при описании области изменения энергетической переменной. Сравнение начальной точки спектральных распределений полученных при использовании принятой для расчетов системы набора узловых констант ег" " с реперной точкой [1,2] показало, что различие с точным значением (1.14) в зависимости от глубины проникновения имеет вид кривой с максимумом (рис. 1.2). Превышение над точным значением имеет максимальное значение на глубине проникновения 20 д.с.п. С ростом глубины проникновения различие с точным значением уменьшается. Вид кривых, приведенных на рис 1.2, почти не зависит от атомного номера вещества.
Удобство использования рассмотренного варианта реализации Sn -метода и проведенный анализ влияния ряда факторов, обусловленных его численной реализацией, позволяют считать, что данная модификация метода обеспечит получение информации о поле гамма-излучения на больших расстояниях от источника с точностью, достаточной для практических целей. При этом величины ожидаемых погрешностей могут быть определены путем сравнения результатов, полученных с помощью указанной модификации метода, с результатами эксперимента или расчетов другими методами. Ввиду недостатка таких результатов в качестве реперного метода может быть выбран метод Монте-Карло в модификации, позволяющей производить оценки характеристик поля на глубинах проникновения, превышающих 20 д.с.п. Такие сравнения, выполненные для различных характеристик поля (угловые, энергетические и пространственные распределения), позволяют не только судить о том, что метод работает хорошо при получении информации
Допустимые уровни техногенного радиоактивного загрязнения воды бухт и эстуариев при эксплуатации АОМТ
Данные по дозовым факторам накопления получались для набора веществ, позволяющего наиболее полно охватить весь диапазон атомных номеров Z материалов, используемых для защиты. Рассматривались следующие вещества: углерод (Z=6), алюминий (Z=13), титан (Z=22), железо (Z= 26), цирконий (Z=74), свинец (Z=82) и уран (Z=92).
Расчеты проводились до глубин проникновения 50 д.с.п. для гамма-квантов плоского изотропного источника с начальными энергиями 0,5 Ео 10,0 МэВ.
На рис.2.7 и 2.8 изображены зависимости величин дозовых факторов накопления от атомного номера среды Z для фиксированных значений энергий источника (Е)0 и глубин проникновения (и.0х). Анализ этих зависимостей позволяет отметить в их поведении следующее. Наблюдается плавный характер хода кривых во всем рассматриваемом диапазоне значений Е0 и р,0х, что позволяет простой интерполяцией вычислить величины факторов накопления для любого промежуточного значения Z вплоть до урана (Z=92). Кроме того зависимость от атомного номера Z при малых значениях энергии источника имеет почти установившийся характер с увеличением глубины проникновения. При увеличении энергии источника Е0 зависимость от атомного номера с глубиной меняется довольно резко.
Для ответа на вопрос о точности данных по факторам накопления, представленных на рис.2.7 и 2.8, производилось сравнение с данными по глубокому проникновению, полученными другими методами (табл.2.2). Отсутствие экспериментальной информации и недостаток расчетных данных не дают возможности провести подобное сравнение для материалов с другим Z и более высокими энергиями источника. В связи с этим выполнены расчеты методом Монте-Карло в модификации, описанной выше. Полученные данные сравнивались с данными расчетов, выполненных Sn-методом (табл.2.3).
Как показано в работах [3,18], в тех случаях, когда E0 Emin, асимптотическое поведение фактора накопления следует закономерности хк. Из сравнения поведения результатов вычисления факторов накопления в области от 20 д.с.п. до 50 д.с.п. с асимптотическим поведением при глубоком проникновении, предсказанных в [3,18], (см. табл.2.4) следует, что в этой области в большинстве случаев проявляется тенденция к асимптотическому поведению. Следовательно в этих случаях можно проводить экстраполяцию на неограниченно большие глубины проникновения за 50 д.с.п.
Анализ влияния факторов, обусловленных численной реализацией Sn-метода, на результаты расчетов глубокого проникновения гамма-квантов вместе с данными, приведенными выше, позволяют сделать вывод, что погрешность результатов расчетов факторов накопления возрастает с ростом толщины защиты в области р.ох 20 незначительно.
Для большинства случаев средняя погрешность не превышает 30%. При этом следует отметить, что для веществ, имеющих минимум в зависимости полного сечения взаимодействия от энергии, для случаев, когда начальная энергия источника Е0 превышает энергию, соответствующую минимуму в полном сечении, Emjn, с ростом толщины защиты от 20 д.с.п. до 50 д.с.п ожидаемая погрешность расчета может возрастать от 20-30% до 50-80% в сторону занижения.
В ходе изучения особенностей формирования энергетических и угловых распределений гамма-квантов на больших глубинах проникновения было выполнено экспериментальное исследование угловых и энергетических распределений широкого пучка реакторного гамма-излучения энергии 0,16-9,0 МэВ за водяными барьерами различной толщины [118].
Результаты проведенных исследований представляют интерес при моделировании радиационного воздействия АОМТ при их совместном базировании, доковании и при спасательных и водолазных работах. Кроме того полученные данные могут служить в качестве теста для сравнения с данными, полученными расчетным путем. Экспериментальное изучение энергетических угловых спектров гамма-излучения проводилось на исследовательском водо-водяном реакторе максимальной мощности 50 кВт, оборудованном выкатным трехсекционным коробом. Облучаемые макеты собирались из нескольких водяных баков; два из которых размещались в первой и второй секциях выкатного короба, задвинутого к активной зоне реактора в нише его биологической защиты (см. рис.2.9). Остальные баки с размерами 250x250x50 и 250x250x100 см заполнялись водой и устанавливались вплотную к входу в нишу. Полный комплект баков позволял изучать водяную защиту протяженностью до 350 см. Для исследования влияния гетерогенных включений на угловые распределения излучения предусматривалась установка внутри баков стальной плиты размером 245x245x10 см. Для снижения фона нейтронов и гамма-излучения использовались специальные блоки из бетона.
Измерение энергетических спектров гамма-излучения выполнялось блоком детектирования типа 6931-20 с кристаллом NaJ(Tl) размером 100x150 мм, устанавливаемым в свинцовом коллиматоре, передняя стенка которого имела толщину 27 см, а диаметр коллимационного отверстия составлял 2,0 см. Коллиматор монтировался на специальном подъемном устройстве, позволявшем ориентировать его ось под различными углами к поверхности баков с водой. Импульсы напряжения от блока детектирования передавались на измерительный комплекс АИ-16000. Градуировка спектрометра и его линейность контролировались с помощью следующих источников гамма-излучени: 0,12 и 0,14 МэВ (Со57); 0,58, 0,95, 1,60 и 2,62 МэВ (Th232); 0,45 МэВ (4,45-0,51) МэВ (Ри-Ве); 7,64 МэВ (7,64-0,51) МэВ и 9,30 МэВ (9,30-0,51) МэВ (захватное гамма-излучение железа).
Обработка результатов измерений проводилась с использованием обращенной матрицы с переменным шагом по энергии в диапазоне 0,01-9,00 МэВ. При составлении матрицы за основу была взята прямая матрица из работы [99], полученная для сходных условий измерения и близких размеров кристалла. Весь диапазон измеряемых энергий гамма-квантов разбивался на под диапазоны с перекрытием не менее 30% с последующей градуировкой и сшивкой в один аппаратурный спектр, из которого вычитался аппаратурный спектр фона. Полученный результат умножался на обратную матрицу. Нормировка результатов проводилась на мощность реактора и на время экспозиции.
Проведенный анализ показал, что погрешности результатов измерений формируются, в основном, за счет двух факторов: во-первых, за счет накопления ошибки при матричной обработке аппаратурного спектра, особенно вблизи локальных подъемов хода распределений и, во-вторых, за счет операции вычитания фона в условиях малого эффекта. Влияние первого фактора существенно для малых углов (9 20), где величины угловых плотностей потока не сильно уменьшаются с ростом энергии гамма-квантов. По этой же причине мала достоверность измерения энергетической группы (6,76-7,29)МэВ в том случае, когда следующая группа представляет максимум, обусловленный захватным гамма-излучением железа (см. спектры при 0=0 на рис.2.10).
Роль второго фактора возрастает с ростом энергии гамма-излучения, особенно для углов 9 20, что связано с уменьшением относительного выхода гамма-квантов высоких энергий при увеличении угла 9 и возрастании доли фонового захватного гамма-излучения в материале коллиматора и датчика.
Концентрация радионуклидов в защитной оболочке и смежных помещениях
Первые систематические данные о характеристиках поля гамма-излучения в проблеме прохождения последнего через различные вещества были получены в Гольдштейном и Уилкинсом, использовавшими для решения уравнения переноса метод моментов [1].
При этом физическая модель, описывающая взаимодействие гамма-квантов с веществом, рассматривала в качестве основного и единственного процесса образования вторичного рассеянного излучения комптоновское рассеяние.
Однако для гамма-квантов с энергией, не превышающей 10 МэВ, существенны следующие процессы: фотоэлектрическое поглощение (фотоэффект), когерентное рассеяние, некогерентное (комптоновское) рассеяние и процесс образования пар-электрон-позитрон. В результате каждого из этих процессов (кроме когерентного рассеяния) энергия квантов (либо вся, либо ее часть) передается атомным электронам: фотоэлектронам, комптоновским электронам или парам электрон-позитрон. Полученную энергию электроны и позитроны передают веществу вследствие процессов упругого рассеяния на ядрах среды, ионизации и возбуждении атомных электронов, а также при образовании тормозного излучения. Таким образом, часть энергии первичных гамма-квантов, теряемая в элементарных актах взаимодействия с атомами среды, испускается в виде вторичного гамма-излучения: флуоресценции, тормозного излучения электронов и позитронов, аннигиляционного излучения, которое тоже поглощается средой с образованием нового поколения электронов и квантов и т.д.
Развитие вычислительной техники и как следствие этого внедрение в практику моделирования переноса излучения через вещество различных численных методов вызвали интерес у исследователей к определению влияния различных физических процессов, ранее не учитываемых в расчетах, на прохождение гамма-квантов в веществе [39,92-95,105-110].
Наряду с комптоновским рассеянием вторичное гамма-излучение образуется в процессе образования пары «электрон-позитрон» в виде излучения двух гамма-квантов при аннигиляции пары. Учет этого процесса осуществляется довольно просто в любых расчетных методах в предположении возникновения в точке образования пары гамма-квантов с энергией 0,512 МэВ, разлетающихся изотропно.
В изучении прохождения гамма-излучения на большие глубины [104], выполненном автором, было показано, что с толщиной защиты наблюдается изменение относительной доли вклада аннигиляционных гамма-квантов в величину дозового фактора накопления. Скорость убывания доли вклада аннигиляционных гамма-квантов с толщиной защиты определяется степенью деформации энергетического спектра рассеянного излучения, т.е. зависит от атомного номера вещества. Так для свинца при энергии источника Е0=8 МэВ доля аннигиляционного излучения, будучи максимальной в слоях, прилежащих к источнику (6,7%), на глубине проникновения 50 д.с.п. уменьшается до 2,4%. При увеличении толщины свинца энергетический спектр рассеянного излучения сильно деформируется - убывает доля квантов с высокой энергией и происходит накопление квантов с энергиями, близкими к порогу реакции образования электронно-позитронных пар, что приводит к уменьшению выхода аннигиляционных квантов с ростом глубины проникновения. Вклад аннигиляционных в фактор накопления в железе с глубиной проникновения меняется от 8,4% на 1 д.с.п. до 4,4% на 50 д.с.п. В воде же, где форма энергетических спектров с изменением глубины проникновения меняется мало, добавка аннигиляционного излучения в фактор накопления меняется с глубиной проникновения незначительно от 3% вблизи источника до 2% на 50 д.с.п. Приведенные величины добавок в дозовый фактор накопления находятся в согласии с данными работы [92], где вклад аннигиляционного излучения в железе и свинце оценивался с помощью аппарата сопряженных функций.
Процесс тормозного излучения электронов относится к неупругим процессам их взаимодействия с веществом, при котором часть или вся кинетическая энергия электронов идет на генерацию гамма-квантов. В работах [93-95] было показано, что в ряде случаев, особенно при распространении гамма-квантов с энергией Е 6-8 МэВ в тяжелых средах большой протяженности, пренебрежение вкладом тормозного излучения электронов и позитронов может существенно исказить результат расчетного моделирования характеристик поля излучения.
Для детального изучения влияния тормозного излучения при глубоком проникновении гамма-квантов автором диссертации были предложены способы моделирования этого процесса, позволяющие учесть его при расчетах характеристик поля гамма-излучения S„-методом и методом Монте-Карло[105,106]. Данные способы моделирования основаны на том, что эффект возникновения тормозных гамма-квантов во всех вторичных процессах учитывается введение- в функцию источников аддитивного члена.
Пространственным перемещением электронов (позитронов) может пренебречь, так как при энергиях излучения ниже 10 МэВ пробег электронов (позитронов) в веществе существенно меньше не только средней длины пробега гамма-квантов между столкновениями, но также меньше величины шагов задаваемых при численном интегрировании по пространственной переменной. Сказанное позволяет считать, что кванты тормозного излучения вылетают из точки рождения электрона, т.е. из точки взаимодействия первичного кванта с веществом. С учетом изложенного дополнительный источник, описывающий возникновение тормозных гамма-квантов при взаимодействии первичных квантов с веществом, может быть описан в виде выражений: где к{г,0.с,Ее -» С1,Е)-функция, описывающая вероятное число гамма-квантов энергии Е, движущихся в направлении Q, которые возникают в точке г при торможении в веществе электронов энергии Ее, движущихся в направлении (X;
Se(f,Q. ,E - Cii-;EL,)-плотность распределения электронов с энергией Ее и направлением движения Q?, возникновение которых обусловлено взаимодействием веществом в точке ; первичных гамма-квантов с энергией Е и направляем движения Q . Плотность распределения электронов выражается через плотность потока первичного гамма-излучения и дифференциальные сечения взаимодействия (комптоновское рассеяние, фотопоглощение и процесс образования пар)
