Елохин Автоматизированные системы контроля радиационной обстановки окружаюсчей среды 2012

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

АКТИВНОСТЬ1 (A) – мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

A = dN/dt ,

где dN – ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7×1010 Бк.

АКТИВНОСТЬ УДЕЛЬНАЯ1 (объемная) – отношение активности A радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:

Am = A/m; AV = A/V.

Единица удельной активности – беккерель на килограмм, Бк/кг.

Единица объемной активности – беккерель на метр кубический, Бк/м3.

АТОМНАЯ СТАНЦИЯ2 (АС) – ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определенной проектом территории, на которой для осуществления этой цели используется ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом).

АТОМНАЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКАЯ СТАНЦИЯ2 (АЭС) – атомная станция, предназначенная для производства электрической энергии.

5. БЕЗОПАСНОСТЬ АС, ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ2 (далее по тексту БЕЗОПАСНОСТЬ АС) – свойство АС при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами.

ВЗВЕШИВАЮЩИЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ДЛЯ ОТДЕЛЬНЫХ ВИДОВ ИЗЛУЧЕНИЯ1 – при расчете эквивалентной дозы (WR) – используемые в радиационной защите множители поглощенной

1Приложения к нормам радиационной безопасности НРБ-99/2009. СанПиН

2.6.1.2523-09.

2Обшие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ 88/97 (ПНАЭГ-01-011-97) (НП-001-97).

11

дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов приведены в табл. П1 (см. приложение).

ВЗВЕШИВАЮЩИЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ДЛЯ ТКАНЕЙ И ОРГАНОВ1 при расчете эффективной дозы (WT) – множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей ввозникновении стохастических эффектов радиации приведены в табл. П2 (см. приложение).

ВМЕШАТЕЛЬСТВО1 – деятельность, направленная на снижение вероятности, либо дозы, либо неблагоприятных последствий облучения населения при радиационных авариях, при обнаружении радиоактивных загрязнений объектов окружающей среды или повышенных уровней природного облучения на территориях, в зданиях и сооружениях.

ВЫБРОС РАДИОАКТИВНОЙ ПРИМЕСИ – поступление радионуклидов в виде инертных радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу в условиях штатной работы или в результате радиационной аварии.

ДОЗА ПОГЛОЩЕННАЯ1 (D) – величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

D = dEdm ,

где dE – средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, а dm – масса вещества в этом объеме. Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название – грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

ДОЗА ИНГАЛЯЦИОННАЯ – поглощенная доза, обусловленная вдыханием загрязненного радиоактивными аэрозолями воздуха.

ДОЗА ПРЕДОТВРАЩАЕМАЯ – прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.

12

ЗАГРЯЗНЕНИЕ РАДИОАКТИВНОЕ 1 – присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные Санитарными Правилами.

ЗАПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ2 – авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.

ЗОНА НАБЛЮДЕНИЯ1 (ЗН) – территория за пределами са- нитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль.

ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ (ИИ) – потоки фотонов или частиц, возникающих в частности и при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе, взаимодействие которых со средой приводит к ионизации ее атомов или молекул, образуя ионы разных знаков.

КОНТРОЛЬ РАДИАЦИОННЫЙ1 – получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).

МЕТЕОРОЛОГИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ – параметры, характеризующие состояние приземного и пограничного слоев атмосферы и определяющие состояние ее устойчивости. К этим параметрам относятся скорость ветра, температура, влажность, атмосферное давление, осадки.

МОЩНОСТЬ ВЫБРОСА РАДИОАКТИВНОЙ ПРИМЕСИ – величина равная произведению секундного расхода G [м3/с] на объемную активность Av [Бк/м3].

МОЩНОСТЬ ДОЗЫ1 – доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час).

НАСЕЛЕНИЕ1 – все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.

НОРМАЛЬНАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ2 – эксплуатация АС в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях.

ОБЛУЧЕНИЕ1 – воздействие на человека ионизирующего излучения.

13

ОРОГРАФИЯ ПОДСТИЛАЮЩЕЙ ПОВЕРХНОСТИ – особенности региона, учитывающие своеобразность рельефа подстилающей поверхности и ее шероховатость.

ПЕРСОНАЛ1 – лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных источников (группа Б).

ПЛОТНОСТЬ ПОТОКА ИОНИЗИРУЮЩИХ ЧАСТИЦ – отношение потока ионизирующих частиц dΦ, проникающих в объем элементарной сферы, к площади центрального поперечного сечения dS этой сферы: φ = dΦ/dS = dN/(dSdt).

ПЛОТНОСТЬ ПОТОКА ЭНЕРГИИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ЧАСТИЦ – отношение потока энергии ионизирующих частиц dΦE, проникающих в объем элементарной сферы, к площади центрального поперечного сечения dS этой сферы: I = dΦE/dS = = dW/(dSdt).

ПОГРАНИЧНЫЙ СЛОЙ АТМОСФЕРЫ – слой атмосферы, прилегающий к земной поверхности до высоты в среднем толщиной 1000 м, свойства которого в основном определяются динамичными и тепловыми воздействиями земной поверхности.

ПОСЛЕДСТВИЯ АВАРИИ2 – возникшая в результате аварии радиационная обстановка, наносящая убытки и вред из-за превышения установленных пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.

ПОТОК ИОНИЗИРУЮЩИХ ЧАСТИЦ – отношение числа ионизирующих частиц dN, падающих на данную поверхность за интервал времени dt, к этому интервалу: Φ = dN/dt.

ПОТОК ЭНЕРГИИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ЧАСТИЦ – отношение суммарной энергии (исключая энергию покоя) dW всех ионизирующих частиц, падающих на данную поверхность за интервал времени dt, к этому интервалу: ФE = dW/dt.

ПРЕДЕЛ ДОЗЫ1 (ПД) – значение эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения населения и персонала за счет нормальной эксплуатации радиационного объекта, которое не должно превышаться. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

14

ПРИЗЕМНЫЙ СЛОЙ АТМОСФЕРЫ – часть пограничного слоя атмосферы; нижний, прилегающий к земной поверхности слой тропосферы толщиной 30–50 м (иногда до 250 м), свойства которого в значительной степени определяются близостью подстилающей поверхности. В приземном слое атмосферы скорость ветра, температура и влажность воздуха особенно быстро меняются с высотой. Это слой атмосферы, в котором обычно возникают приземные инверсии температуры, туманы, заморозки, скапливаются загрязнения.

ПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ2 – авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события ошибки персонала, ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

РАДИАЦИОННАЯ АВАРИЯ1 – потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которая могла привести или привела к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ НАСЕЛЕНИЯ1 – состояние защищенности и настоящего, и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.

САНИТАРНО-ЗАЩИТНАЯ ЗОНА1 (СЗЗ) – территория вокруг радиационного объекта, за пределами которого уровень облучения населения за счет нормальной эксплуатации радиационного объекта не превышает установленную для него квоту.

СБРОС – поступление радионуклидов в водную среду. СКОРОСТЬ СУХОГО ОСАЖДЕНИЯ – это отношение интен-

сивности оседания примеси в Бк/м2с к концентрации в приземном слое воздуха в Бк/м3. Скорость сухого осаждения определяется силой тяжести и зависит от аэродинамического размера частиц. Для частиц диаметром от 0,1 до 1 мкм скорость сухого осаждения равна

15

0,02 см/с, для частиц диаметром от 1 до 10 мкм она изменяется от 0,02 до 5 см/с. Эта величина зависит также от типа поверхности и физико-химических свойств радионуклида. Величины скорости сухого осаждения для некоторыхрадионуклидов приведены в табл. П4 (см. приложение).

СОСТОЯНИЕ УСТОЙЧИВОСТИ ПОГРАНИЧНОГО СЛОЯ АТМОСФЕРЫ – состояние пограничного слоя атмосферы, характеризуемое относительно устойчивыми во времени полями метеорологических элементов (температурой, скоростью ветра, его направлением, влажностью и т.д.).

ТЯЖЕЛАЯ ЗАПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ2 – запроектная авария с повреждением твэлов выше максимального проектного предела, при которой может быть достигнут предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.

УРОВЕНЬ ВМЕШАТЕЛЬСТВА2 – определяющие радиационную обстановку и ее развитие параметры и характеристики, совокупность которых требует проведения мероприятий по защите персонала и населения.

УРОВЕНЬ КОНТРОЛЬНЫЙ1 – значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.

ФЛЮЕНС ИОНИЗИРУЮЩИХ ЧАСТИЦ – отношение числа ионизирующих частиц dN, проникающих в объем элементарной сферы, к площади центрального поперечного сечения dS этой сферы: Φ = dN/dS.

ФЛЮЕНС ЭНЕРГИИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ЧАСТИЦ – отношение суммарной энергии (исключая энергию покоя) dW всех ионизирующих частиц, проникающих в объем элементарной сферы, к площади центрального поперечного сечения dS этой сферы: Φw = dW/dS.

ШЕРОХОВАТОСТЬ ПОДСТИЛАЮЩЕЙ ПОВЕРХНОСТИ – неровности подстилающей поверхности, в частности, городские строения, растительный покров, снежный покров и прочее, оказывающие значительное влияние на характер распространения воздушного потока. Влияние таких неровностей учитывается с помо-

16

щью изменения параметра шероховатости z0, величина которого приводится в табл. П3 (см. приложение).

ЭКСПЛУАТАЦИЯ2 – вся деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой была построена АС, включая работу на мощности, пуски, остановы, испытания, техническое обслуживание, ремонты, перегрузки ядерного топлива, инспектирование во время эксплуатации и другую связанную с этим деятельность.

ЭКСПЛУАТИРУЮЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ2 АС – организация, созданная в соответствии с законодательством Российской Федерации и признанная соответствующим органом управления использованием атомной энергии пригодной эксплуатировать АС и осуществлять собственными силами или с привлечением других организаций деятельность по размещению, проектированию, сооружению, эксплуатации и выводу из эксплуатации АС, а также деятельность по обращению с ядерными материалами и радиоактивными веществами. Для осуществления этих видов деятельности эксплуатирующая организация АС должна иметь лицензии Госатомнадзора России.

17

ВВЕДЕНИЕ

Основная цель систем автоматизированного контроля состоит в

обеспечении руководства1 АЭС информацией, способствующей минимизации последствий радиационной аварии на АЭС.

Основными задачами систем автоматизированного контроля радиационной обстановки (АСКРО) являются: раннее обнаруже-

ние повышенного или аварийного выброса, прогнозирование его распространения и загрязнения окружающей среды (подстилающей поверхности и воздушного бассейна), измерение значений мощности дозы фотонного излучения на местности, оценка дозовых нагрузок на персонал и население, а также выдача рекомендаций по принятию решений о защите населения.

Система должна функционировать в режиме реального времени, что достигается за счет автоматизации сбора данных по радиационным и метеорологическим параметрам, на основе которых осуществляются прогностические расчеты с использованием математической модели распространения радиоактивной примеси в атмосфере при выбросах АЭС.

Основу АСКРО составляет система постов радиационного контроля, предназначенных для измерения мощности дозы фотонного излучения, расположенных вокруг АЭС; система метеодатчиков,

размещаемых на метеомачте; программное обеспечение нижнего уровня, служащее для обработки первичной информации, посту-

пающей с указанных датчиков; программное обеспечение верхнего уровня, представляющее собой набор специальных математических программ, предназначенных для прогностических расчетов переноса радиоактивной примеси в атмосфере, оценке уровней радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности, дозовых нагрузок на персонал и население в условиях радиационных аварий; специального программного обеспечения принятия решений, позволяющего минимизировать последствия радиационных аварий.

К системе в целом и к математическим моделям в частности предъявляют определенные требования, которые формулируются в рамках концепции, определяющей принципы построения системы.

1 Типовое содержание плана мероприятий по защите персонала в случае аварии на атомной станции (НП 015-2000).

18

Выбор математической модели осуществляют исходя из следующих критериев:

1.Модель должна давать надежный расчет радиационных характеристик в районе размещения объекта на расстоянии от источника до 50 км в пограничном слое атмосферы в диапазоне 1,5–2,5 км и учитывать различные метеорологические условия (состояния устойчивости атмосферы).

2.Должны отсутствовать субъективные факторы оценки метеорологического состояния атмосферы, например: низкая облачность, высокая облачность и т.д.

3.Измерение метеопараметров должно осуществляться простыми и надежными способами и содержать минимум датчиков.

4.Вычислительные процедуры, реализующие выбранную модель должны осуществляться в режиме реального времени.

Таким требованиям отвечают модели пограничного слоя атмосферы. Эти модели позволяют использовать метеобашню высотой не более 40 м, в отличие от 100–120-метровой, необходимой при использовании гауссовой модели атмосферной диффузии (модели Пасквилла–Гиффорда). Использование этих моделей также дает возможность определить необходимое и достаточное количество гамма-датчиков системы, позволяющих осуществлять оперативное наблюдение промплощадки и санитарно-защитной зоны при состоянии устойчивости атмосферы не ниже класса F модели Паск- вилла–Гиффорда и при любом направлении выброса. Для оптимального использования данных измерений датчиков фотонного излучения, последние необходимо размещать в регионе СЗЗ радиусом R ≤ 3 км определенным образом: равномерно по азимуту, но на различных расстояниях от источника. Это позволяет уточнять величину выброса радиоактивной примеси, поступающей в атмосферу из источника, при любом направлении ее распространения, а также все радиационные характеристики радиоактивного загрязнения окружающей среды (включая и среднюю энергию фотонов радионуклидов радиоактивной примеси) даже при отсутствии информации о радионуклидном составе последней.

Кроме традиционных задач прогнозирования, решение которых может быть представлено совокупностью уровней поверхностной активности подстилающей поверхности, мощности дозы внешнего облучения и т.д., к нетривиальным задачам, связанным с радиаци-

19

онными характеристиками радиоактивного загрязнения окружающей среды, относится задача выбора оптимального пути следования при эвакуации населения из загрязненного района. Решение этой задачи позволяет найти ответ на следующие вопросы:

-сколько потребуется автотранспортных средств при эвакуации населения из населенного пункта;

-сколько потребуется водителей для эвакуации населения;

-сколько рейсов должен сделать водитель без опасности переоблучения;

-сколько потребуется горючего и т.д.?

Система АСКРО должна отвечать экономическим, экологическим критериям, учитывать орографию подстилающей поверхности, а также использовать определенные физические критерии, позволяющие провести прогностические расчеты уровней радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности, дозовых нагрузок на персонал и население при отсутствии данных о радионуклидном составе радиоактивных выбросов в атмосферу, используя лишь показания датчиков радиационного контроля в условиях радиационных аварий.

Под оптимизацией АСКРО понимается выбор необходимого и достаточного количества датчиков радиационного контроля, размещаемых вокруг АЭС, методы их размещения, позволяющие повысить точность прогностических расчетов при оценке уровней радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности, дозовых нагрузок на персонал и население в условиях радиационных аварий.

Одним из наиболее важных параметров переноса радиоактивной примеси в атмосфере является величина мощности выброса в атмосферу из вентиляционной труб АЭС. Эта величина определяется как произведение объемной активности Аv (Бк/м³) на секундный расход G (м³/с). Этот параметр при штатной работе АЭС, проектных и запроектных авариях в случае использования автоматизированной системы контроля радиационной обстановки должен оцениваться в автоматическом режиме. Величину объемной активности можно найти через измерение мощности дозы, а секундный расход, при известной зависимости скорости воздушного потока в веттрубе как функции радиуса W(r), в виде интеграла по сечению вентиляционной трубы. Таким образом, если при помощи датчика

20