Елохин Автоматизированные системы контроля радиационной обстановки окружаюсчей среды 2012
.pdfПолагая, что в рассматриваемой области фотонного излучения имеет место равенство концентрации положительных и отрицательных ионов ( N + = N − = N ), а также равенство их подвижностей, ( μ+ = μ− = μ ), изменение концентрации ионов в проточной камере
с учетом генерации ионов за счет ионизации воздуха ( Gi Dγ′,β ), рекомбинации ионов (KpN2), утечки ионов на электроды за счет нали-
чия электрического поля в межэлектродном промежутке |
||
( N μV |
L2 |
), внос ионов в межэлектродный промежуток проточной |
0 |
0 |
|
камеры за счет переноса воздушного потока ( N U1 l ) и вынос ионов воздушным потоком из межэлектродного промежутка ( N U1αl , α << 1 – параметр, учитывающий утечку ионов), пренебрегая процессом диффузии ионов, будет имеет вид:
dN |
= Gi Dγ′,β − K рN |
2 |
− |
N |
μV0 + |
N |
U1 − |
N |
U1α, (5.11) |
dt |
|
L2 |
l |
l |
|||||
|
|
|
|
0 |
|
|
|
|
|
где Gi – радиационный выход ионов (Gi = 2,08·109 Р-1 см-3); μ = 1,6 –
– 2 см2/(В с) – подвижность ионов; Kp = 1,6 10–6 см3/с – коэффициент ион-ионной рекомбинации; Е0 = V0 L0 , (V0 = 1000 В, L0 = 4,5
см) – напряженность электрического поля; U1 – скорость воздушного потока; L0 – межэлектродное расстояние и ширина электродов; V0 – внешнее напряжение; l – длина электродов (l = 40 см); D′γ,β = D′γ + D′β. В стационарных условиях, когда dNdt = 0 , полу-
чаем квадратное уравнение, решение которого и определяет значение концентрации ионов.
|
μV |
−U1 |
(1−α) |
|
μV0 |
−U1 |
(1−α) |
|
2 |
|
|
20 |
l |
|
|
2 |
l |
|
+ 4KpGi Dγ′,β |
||||
N = − |
L0 |
|
+ |
|
L0 |
|
|
|
. (5.12) |
||
|
|
2Kp |
|
|
|
2Kp |
|
|
|
При выбранных значениях параметров и α = 0 величина μV0 L20 будет больше чем U1 l , а квадрат слагаемого в квадратных скобках подкоренного выражения будет меньше величины 4KpGi Dγ′,β , т.е. выполняется неравенство:
|
μV20 |
|
U1 |
|
2 |
|
|
|
− |
|
<< 4KрGi Dγ′,β , |
(5.13) |
|||
l |
|||||||
|
L0 |
|
|
|
|
111
что позволяет разложить подкоренное выражение второго слагаемого в формуле (5.12) в ряд Тейлора по малому параметру
β = μV20 |
−U1 |
2 |
4KрGi Dγ′,β . В итоге получим: |
|
|
|
|
|
|
|||||||||||
L0 |
|
l |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
μV20 −U1 |
2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
U1 |
|
|
μV0 |
|
|
|
|||
N |
|
≈ |
G D′ |
K |
|
+ |
|
|
L0 |
l |
|
+ |
|
− |
|
. |
(5.14) |
|||
|
|
8K |
|
K G D′ |
2lK |
|
2L2 K |
|
||||||||||||
|
пр |
|
i |
γ,β |
|
р |
|
р |
|
р |
|
р |
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
р i |
γ,β |
|
|
|
0 |
|
Таким образом, при высоких мощностях доз зависимость концентрации ионов (в конечном итоге ионизационный ток) от мощности дозы будет носить не линейный характер, а при выполнении обратного неравенства, т.е. при малых мощностях доз – линейный, когда
|
μV20 |
|
U1 |
|
2 |
|
|
|
− |
|
>> 4KрGi Dγ′,β . |
(5.15) |
|||
l |
|||||||
|
L0 |
|
|
|
|
Мощность дозы, регистрируемая непроточной ионизационной камерой, также расположенной в каждом из патрубков, будет определяться только фотонным излучением, поскольку β-излучение будет задерживаться внешней металлической оболочкой камеры. Несмотря на то, что конструктивно эти камеры практически идентичны, тем не менее, ионизационный ток в непроточной камере будет меньше, поскольку ионы в эту камеру не будут вноситься воздушным потоком. Поэтому оценка концентрации ионов, определяемая формулой (5.14), не будет содержать членов с U1.
|
|
|
|
|
|
|
|
|
μV |
2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
20 |
|
|
|
μV0 |
|
|
N |
|
≈ |
GD′ |
K |
|
+ |
|
|
L0 |
|
|
− |
|
(5.16) |
|
|
|
8K |
|
K G D′ |
2L2 K |
|
|||||||||
|
нп |
|
γ |
|
р |
|
р |
|
р |
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
р |
i |
γ |
|
0 |
Возводя в квадрат разность в числителе второго слагаемого в выражении (5.12), умножая концентрации Nпр и Nнп на 2eμE0Sэл и
вычисляя разность 2eμE0Sэл(Nпр – Nнп), где Sэл = lL0 и е – заряд электрона (e = 1,6 1019K), Iпр, Iнп – ионизационные токи проточной и непроточной ионизационных камер соответственно (А), получаем
112
|
2eμE0SэлU1 |
|
2eμE0Sэл |
|
|
|
|
2 |
μV0 U1 |
|
|
||
Iпр − Iнп = |
+ |
|
U1 |
−2 |
|
+ |
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
2 |
|
|
||||
2lK |
|
8K K GD′ |
|
l |
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
L l |
|
|
||||
|
|
р |
|
р р γ |
|
|
|
|
|
0 |
|
|
|
|
|
|
,β |
|
|
|
|
|
|
|
|
2eμE0Sэл |
|
|
Gi |
( Dγ′,β − Dγ′ )− |
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
Kp |
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
μV20 |
2 |
|
|
|
||
|
|
|
2eμE0Sэл |
|
|
|
|
|||||||
|
|
− |
|
|
|
|
|
L0 |
|
( Dγ′,β − |
Dγ′ ). |
(5.17) |
||
|
|
8K |
p |
K G D′ |
D′ |
|||||||||
|
|
|
|
|
p |
i |
γ,β |
γ |
|
|
|
|||
Если μV |
L2 |
>>U |
1 |
|
l , то первым слагаемым в фигурных скоб- |
|||||||||
0 |
0 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
ках формулы (5.17) можно пренебречь и, проводя несложные преобразования, получить следующее выражение для скорости воздушного потока в патрубке:
|
|
|
|
U1 |
= |
|
|
|
|
|
|
|
Iпр − Iнп |
|
|
|
+ |
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
eμ |
|
|
|
|
|
|
μV |
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
V |
1− |
|
|
0 |
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
K |
|
2L2 |
K G D′ |
|
|
|
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
p |
0 |
|
|
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0 |
р i |
γ,β |
|
|
|
(5.18) |
|||
|
|
( |
Dγ′,β − |
|
Dγ′ ) |
|
|
|
μV20 |
2 |
|
1 |
|
|
|
|
|
||||||
+2l |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
− |
Gi Kp |
. |
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
8 K G D′ |
|
D′ |
||||||||||
|
|
|
μV0 |
|
|
|
|
|
|
L |
|
|
|
|
|
||||||||
|
1 |
− |
|
|
|
|
|
|
|
|
0 |
p |
i |
γ |
,β γ |
|
|
|
|||||
|
2L2 |
K G D′ |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
0 |
|
р |
|
i |
|
γ,β |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Из формулы (5.18) следует, что при высоких мощностях доз величина скорости воздушного потока, определяется двумя слагаемыми, из которых первое зависит от разности ионизационных токов проточной и непроточной ионизационных камер и нелинейно уменьшается с ростом величины мощности дозы, а второе – зависит только лишь от соотношения мощностей доз γ-, β-излучения и стремится к нулю, если значение мощности дозы β-излучения незначительно. При выполнении неравенства
Dγ′β >> (μV 2 2L2 )2 K G ,
, 0 0 р i
которое следует из неравенства (5.13), зависимость скорости воздушного потока от мощности дозы полностью исчезает:
U1 = (Iпр − Iнп ) |
еμ |
V0 , |
(5.19) |
|
|||
|
Kp |
|
113
Последнее позволяет в соответствии с формулой (5.2) найти секундный расход G = S1U1, не задаваясь при этом вопросом о нуклидном составе радиоактивной примеси, фотонное излучение которой и создает определенную концентрацию ионов.
Размещение в центре помещения в соответствии с рис. 5.3 датчика для спектрометрии фотонного излучения, например на основе ксенонового спектрометра фотонного излучения, позволит определить спектр фотонного излучения радионуклидов, адсорбировавшихся на фильтре, а также спектральный состав ИРГ, выбрасываемых через патрубки в атмосферу.
При наличии специального математического обеспечения, в основе которого лежит итерационный метод решения интегральных уравнений Фредгольма 1-го рода, приборный спектр, первоначально регистрируемый прибором (рис. 5.7), существенно изменяется (рис. 5.8), представляя собой, в конечном итоге, совокупность «монолиний» фотонного излучения, по присутствии которых в спектре судят о наличии того или иного радионуклида в исследуемом спектре фотонного излучения радиоактивной газоаэрозольной примеси.
Рис. 5.7. Исходный (приборный спектр 60Co)
Приведение спектра фотонного излучения к семейству «монолиний» позволяет найти весовое соотношение pi каждого нуклида в составе примеси. В семействе «монолиний», каждая из которых характеризуется амплитудой A(Ei) по шкале амплитуд и энергией по шкале энергий (рис. 5.9), амплитудное распределение обрабо-
114
танного спектра характеризуется также и полушириной пика Ei, измеряемой на его полувысоте.
Рис. 5.8. Восстановление спектра 60Co. Сходимость отвечает числу итераций:
1 – 1; 2 – 5; 3 – 10; 4 – 20; 5 – 30; 6 –40 иттераций
Для равномерно распределенных в среде нуклидов их концентрация не зависит от координаты, а произведение Ai· Ei будет пропорционально произведению концентрации радионуклида Avi(Ei) на квантовый выход фотона νi ( γ−квраспад, таблично заданная
величина) этого радионуклида: |
|
Avi νi = k α(Ei ) A(Ei ) Ei , |
(5.20) |
где k – поправочный коэффициент, не зависящий от энергии фотонного излучения; α(Ei) – коэффициент, характеризующий энергетическую зависимость γ-спектрометра, определяемый экспериментально по монолиниям фотонного излучения; Ai(Ei), Ei – измеряемые величины амплитудного распределение обработанного
Будем считать, что i-й нуклид характеризуется одной энергией (Ei) с квантовым выходом νi на один распад. Если нуклид имеет несколько γ-линий с соответствующими квантовыми выходами, то для простоты анализа определяем один с наибольшим квантовым выходом (см. табл. 5.1).
115
|
|
|
спектра. В этом случае концентрация |
||||||||||
|
|
|
каждого из нуклидов Avi может быть |
||||||||||
|
|
|
определена по формуле: |
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
A |
|
= k |
α(Ei ) A(Ei ) |
Ei |
. (5.21) |
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
vi |
|
νi |
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
то |
Если в среде находится N нуклидов, |
|||||||||
|
|
|
∑ Avi |
= k∑ α(Ei ) A(Ei ) |
(Ei ) . (5.22) |
||||||||
|
|
|
|
|
|||||||||
|
|
|
|
|
N |
|
N |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
i=1 |
|
i=1 |
νi |
|
|
|
||
|
|
|
|
|
При этих условиях вес нуклида в |
||||||||
Рис. 5.9. «Монолиния» |
|
|
|
|
|||||||||
амплитудного распределения |
|
примеси |
при |
ограниченном времени |
|||||||||
обработанного приборного |
|
счета (для осуществления передачи ин- |
|||||||||||
спектра спектрометра |
|
|
формации в режиме on-line) найдем как |
||||||||||
фотонного излучения |
|
|
|||||||||||
|
|
отношение: |
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
Avi |
|
|
α(Ei ) A(Ei ) (Ei ) |
|
|
|
||||||
p = |
|
= |
|
|
|
|
νi |
|
(5.23) |
||||
∑ Avi |
|
∑ α(Ei ) A(Ei ) (Ei ) |
|||||||||||
i |
|
|
|
|
|
||||||||
N |
|
|
N |
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
i=1 |
|
|
i=1 |
|
νi |
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
N |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Avi = pi Av0 = pi ∑ Avi . |
(5.24) |
i=1
Использование γ-спектрометра дает возможность определить спектр фотонного излучения нуклидов, и, таким образом, идентифицировать нуклид. Последнее позволяет по заданным схемам распада нуклидов определить энергию β-излучения, т.е. мощность дозы его β-излучения, определенную формулой (5.6) Вместе с тем, определение спектра фотонного излучения нуклида хотя и позволяет найти относительный вес нуклидов в смеси, но не дает возможность определить ни величину Av0, входящую множителем в формулы (5.3), (5.4), ни величину Avф, входящую в формулу (5.7), поскольку каждый из γ-датчиков (непроточная ионизационная камера), расположенных в патрубках в соответствии с рис. 5.3 регистрирует суммарную мощность дозы, определяемую формулой
(5.10).
116
Наиболее простое решение этой задачи состоит в том, чтобы один из патрубков, например 3, должен быть помещен в свинцовую защиту. Тогда в формуле, аналогичной формуле (5.10), записанной для этого датчика:
D′ = D′ |
+ 2D′ |
+ D′+ D′ |
, |
(5.25) |
3 соб |
2 |
1 ф |
|
|
вкладом мощностей доз, создаваемых патрубками 1, 2, 4 ( D2′ ≡ D4′)
как источниками, по которым проходят ИРГ, а также мощностью дозы, создаваемой фильтром, можно пренебречь, поскольку излучение от этих источников будет существенно ослабляться свинцовой защитой в соответствии с формулами
|
|
lmax |
dl |
N |
|
|
|
|
|
|
|
|
Dk′ = πr02q0 |
∫0 |
∑ Kγ,i pi exp(−μтрб,i 2d −μPbdPb ) , k =1,2,4 . (5.26) |
||||||||||
2 |
||||||||||||
|
|
R |
i=m+1 |
|
( |
|
|
|
|
|
||
|
m |
|
|
|
exp |
−μ |
r |
−μ |
r |
|||
Dф′ |
= qф ∑Kγ,i pi |
exp(−μтрб,id −μPbdPb )∫ |
|
|
ф,i ф |
|
в,i в ) |
dV. (5.27) |
||||
|
|
(Rфв ) |
2 |
|
||||||||
|
i=1 |
|
|
V |
|
|
|
|
|
При этом в правой части формулы (5.25) останется лишь первое слагаемое, определяемое формулой (5.3), из которого уже нетрудно определить величину q0 как отношение:
q0 |
= |
|
|
|
|
|
|
|
|
D3′ |
|
|
|
|
|
|
, |
|
|
|
H |
|
|
h1 |
|
|
|
|
H |
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
N |
||||||||||||
|
|
2π r arctg |
|
− H ln |
|
|
|
|
|
−(H −h1 )ln |
|
|
|
|
|
∑ pi Kγ,i |
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||
|
|
|
|
r |
|
2 |
+ r |
2 |
|
H |
2 |
+ r |
2 |
i=m+1 |
||||
|
|
|
|
|
|
h1 |
|
|
|
|
|
|
|
|
(5.28)
где D3′ – измеряемая величина. Напротив, в датчике, расположен-
ном, например, в патрубке 1 с учетом защитной свинцовой оболочки на патрубке (5.3), величина мощности дозы определится выражением вида (5.10), в правой части которого будет отсутствовать член, описывающий мощность дозы, создаваемую третьим патрубком как источником, но мощность дозы, создаваемая фильтром,
будет описываться формулой (5.7), а мощность дозыD2′, создаваемая патрубками 2, 4, формулой (5.4):
D′ = D′ |
+ 2D′ |
+ D′ . |
(5.29) |
1 соб |
2 |
ф |
|
Из уравнения (5.29) при найденном Av0 и измеренной величине мощности дозы D1′определяем величину Avф, что дает нам возмож-
117
ность определить объемную концентрацию ИРГ, проходящих по патрубкам, а также величину мощности выброса, для каждого из нуклидов из смеси ИРГ.
При найденных Av0 и Avф целесообразно провести проверку полученных результатов и скорректировать их. Для чего необходимо согласовать измеренную и расчетную величину мощности дозы, измеренную датчиками, расположенными в патрубке 2 или 4, которые будут вычисляться по формуле
D′ |
= D′ |
+ D′+ D′ |
+ D′ |
; |
(5.30) |
|
2 |
соб |
1 |
4 |
ф |
|
|
D′ |
= D′ |
+ D′+ D′ |
+ D′ |
, |
(5.31) |
|
4 |
соб |
1 |
2 |
ф |
|
|
в которых для вычисления мощностей доз D1′, D2′ , D4′ осуществля-
ются по формуле (5.4), а мощность дозы от фильтра – по формуле
(5.7).
5.3. Метод оценки мощности выброса газоаэрозольной радиоактивной примеси из вентиляционных труб АЭС
|
Задача |
оценки |
величины |
|||
|
мощности выброса существенно |
|||||
|
упрощается, если рассматривает- |
|||||
|
ся ее определение при выбросе |
|||||
|
из вентиляционных труб АЭС. В |
|||||
|
этом случае |
датчик |
мощности |
|||
|
выброса, представленный на рис. |
|||||
|
5.10, помещается в устье венти- |
|||||
|
ляционной трубы АЭС. При этом |
|||||
|
объемный заряд (Кл/см3), возни- |
|||||
|
кающий при ионизации воздуха в |
|||||
|
вентиляционной |
трубе, |
будет |
|||
|
связан только с объемной актив- |
|||||
|
ностью радионуклидов, присут- |
|||||
Рис. 5.10. Датчик мощности |
ствующих в воздушном потоке, |
|||||
радиоактивных выбросов, состоящий |
распространяющемся |
по |
венти- |
|||
из непроточной (с конусом), |
ляционной трубе, а скорость пе- |
|||||
проточной (с каналом) |
реноса |
заряда |
функционально |
|||
ионизационных камер и кронштейна |
связана |
с расходом |
воздуха в |
118
вентиляционной трубе. По определению секундный расход представляет собой функционал, заданный на поле скоростей турбулентного воздушного потока в вентиляционной трубе:
( * ) |
|
R0 |
|
( |
* ) |
|
= 2π |
∫ |
W |
(5.32) |
|||
G V |
|
|
r,V rdr , |
|||
|
|
0 |
|
|
|
|
где G(V*) – значение секундного расхода, V* – динамическая скорость, W(r, V*) – распределение скорости воздушного потока в вен-
тиляционной трубе, в которой турбулентный воздушный поток является установившемся, а скорость его переноса, как функция радиуса, аппроксимируется известной зависимостью J. Nikuradse (3.7), интегрируя которую по радиусу и определяют секундный расход. Действительно, если W(r,V*) есть радиальное распределе-
ние скорости газового потока в устье вентиляционной трубы, то секундный расход находится как интеграл
r0
G (V* ) = 2πlim∫W (r,V* ) rdr , [м3/с]. (5.33)
δ→0 δ
где V* – динамическая скорость; v – кинематическая вязкость; r0 –
внутренний радиус вентиляционной трубы; r – текущий радиус
δ ≤ r ≤ r0, δ > 0.
Таким образом, для определения секундного расхода в устье вентиляционной трубы измерение скорости газового потока при заданном значении r (r = r0 – y, где y – расстояние датчика от стенки вентиляционной трубы), необходимо проводить в течение определенного промежутка времени (в силу вихревого, стохастического характера потока) хотя бы в одной точке (отнормироваться на показание датчика). Это даст возможность определить величину динамической скорости V*, что, в свою очередь, позволит полностью
найти функцию распределения W(r) и, в конечном итоге, секундный расход.
Анализ распределения скоростей воздушного потока в вентиляционной трубе реакторов типа ВВЭР, проводимый различными
авторами, показал, что в вентиляционной трубе на высоте Z < 20 d
( d – средний диаметр вентиляционной трубы) распределение скорости воздушного потока не стабилизировано, имеет сложный, струйный характер, но при больших значениях Z поток стабилизи-
119
руется и может быть удовлетворительно описан ранее приведенной зависимостью. Таким образом, критерием аппроксимации скорости установившегося воздушного потока в вентиляционной трубе зависимостью (3.7) является условие
Z ≥ 15 – 20 |
d |
, |
(5.34) |
где Z – высота измерения скорости воздушного потока как функ-
ции радиуса в вентиляционной трубе, d – ее средний диаметр. Выбирая высоту измерения Z, на которой поток можно считать установившемся, в соответствии с [8] для измерения скорости воздушного потока достаточно одного датчика. Таким образом, повышение точности измерений секундного расхода вентиляционной трубы или скорости воздушного потока в ней непосредственно будет сказываться на точности определения мощности выброса радиоактивной примеси в атмосферу и, наконец, на точности прогнозирования радиоактивного загрязнения окружающей среды. С другой стороны, при известной V* и заданном распределении вида (3.7)
можно найти значение средней скорости воздушного потока по области устья вентиляционной трубы:
|
|
r |
|
|
|
= 2π(1 S )∫0 W (r)rdr . |
(5.35) |
W |
|||
0 |
|
Как и в рассмотренном выше случае, датчик для определения мощности радиоактивных газоаэрозольных выбросов представляет собой спаренные проточную и непроточную ионизационные камеры, но для повышения эффективности регистрации искомой величины ионизационные камеры могут быть выполнены в цилиндрической геометрии.
Для оценки концентрации ионов в проточной и непроточной ионизационных камерах, в соответствии с формулой (5.11), воспользуемся неравенством
|
μV |
|
U |
|
2 |
|
|
|
20 |
− |
1 |
|
>> 4K рGi Dγ′,β , |
(5.36) |
|
l |
|||||||
|
L0 |
|
|
|
|
в соответствии с которым, разлагая подкоренное выражение в (5.12) в ряд Тейлора по малому параметру β′:
|
μV20 |
−U1 |
|
2 |
β′ = 4KрGi Dγ′,β |
|
(5.37) |
||
|
L0 |
l |
|
|
120