Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ВЕДЕНИЯ ВОЗДУШНОЙ РАДИАЦИОННОЙ РАЗВЕДКИ МЕСТНОСТИ

Изобретение относится к области выявления радиационной обстановки на объектах атомной энергетики после аварийного выброса в атмосферу радиоактивных веществ.

Аварийные ситуации, связанные с разгерметизацией активной зоны реактора, обусловливают образование обширных по площади районов загрязнения. Необходимость полного выявления обстановки для определения параметров загрязнения и, в первую очередь, конфигурации опасных для проживания зон требует значительного числа специализированных комплексов наземной и воздушной радиационной разведки местности.

Известен способ учета кратности ослабления K(h) гамма-излучения слоем воздуха, равным высоте полета летательного аппарата, реализованный в специализированном комплексе воздушной радиационной разведки ГО-21, путем установки вручную переключателя поддиапазонов в фиксированные положения [1]. Этот способ отличается низкой достоверностью, так как при измерениях мощности дозы не учитывается информация о параметрах аварийного выброса, включая радионуклидный состав и спектр гамма-излучения, а также метеорологические данные.

Существует авиационный измеритель мощности дозы ИМД-31 с автоматическим приведением уровней радиации к высоте 1 м над поверхностью земли [2]. Однако данный прибор требует стационарной установки на вертолет, который после этого может быть использован исключительно для целей радиационной разведки. В настоящее время в силу дороговизны такого решения, подобных технических комплексов имеется только очень ограниченное количество.

Одним из путей сокращения времени выявления обстановки в условиях недостатка специализированных комплексов может быть ведение радиационной разведки с помощью носимых измерителей мощности дозы, например, типа МКС-01Р [3], размещенных на летательных аппаратах. Естественно, что суммарная погрешность измерения при этом увеличится. Однако такой подход позволит оперативно определять общее расположение опасных зон радиоактивного загрязнения местности, что обеспечит на последующем этапе более эффективное использование специализированных средств разведки, а также своевременное принятия мер защиты населения, включая временное и постоянное отселение.

При ведении воздушной радиационной разведки требуется знание K(h):

где P(1), P(h) - мощность дозы гамма-излучения на высоте 1 м и h м над поверхностью земли соответственно, Р/ч.

Значения P(h) могут быть определены на основе выражения для мощности дозы от плоского изотропного источника гамма-излучения в бесконечной гомогенной воздухоэквивалентной среде [4], преобразованного для случая сложного радионуклидного загрязнения:

где .

К_р - постоянная, зависимая от выбора единиц измерения;

A_i - активность i-го изотопа в активной зоне реактора, Бк;

K_vi - выход i-го изотопа из активной зоны реактора при аварии первого класса, отн.ед.;

К_γij - дифференциальный квантовый выход на один распад для j-й линии i-го изотопа;

E_ij - энергия квантов j-й линии i-го изотопа, МэВ;

σ_aij - линейный коэффициент поглощения энергии, м-1;

S - площадь радиоактивного загрязнения, м²;

h - высота ведения разведки, м;

µ_ij - линейный коэффициент ослабления излучения, м-1;

r - расстояние от элементарного источника излучения до точки расположения детектора излучения, м;

B_d - дозовый фактор накопления;

R - расстояние от точки проекции детектора излучения на поверхность до элементарного источника излучения, м.

Расчет K(h) с помощью формулы (2) требует учета дозового фактора накопления для воздуха в интервале энергии 0,1-3 МэВ. Кроме того, если задаться максимальной высотой ведения разведки 300 м, то фактор накопления может определяться для расстояния, не превышающего 600 м, так как излучение радионуклидов с поверхности, ограниченной окружностью радиусом 2h, на загрязненной местности обусловливает удельный вклад в суммарную мощность дозы, превышающей 0,95 [4].

Фактор накопления рассчитывали по формуле, удовлетворяющей выдвинутым требованиям, имеющей следующий вид:

где А(Е)=-0,131+0,028E^0,8+0,011Е^2,2;

B(E)=1,792-1,92E+1,225Е^1,2;

C(E)=-0,315+0,297Е-0,185Е^1,2.

Формула была получена путем аппроксимации известных экспериментальных значений дозовых факторов накопления для широких пучков гамма-излучения [4, 5].

Параметры выброса моделировали на основе справочных данных об удельной активности продуктов деления [6] и данных о выходе радионуклидов из активной зоны реактора при аварии первого класса [7, 8].

Кратность ослабления слоем воздуха гамма-излучения радиоактивного загрязнения местности на следе аварийного выброса рассчитывали для кампании реактора от 10 до 720 сут и длительности выдержки топлива от 0 до 1800 сут. Результаты анализа проведенного для определения диапазона возможных значений кратности ослабления гамма-излучения [minK(h), maxK(h)] на заданной высоте ведения радиационной разведки местности, приведены в табл.1

Соотношение величин min K(h) и max K(h) показывает, что на малых высотах кратность ослабления гамма-излучения имеет слабую зависимость от кампании реактора t и длительности выдержки топлива Т. Это делает возможным использование в практических расчетах K(h), усредненных по t и Т. Среднее K(h) может быть определено исходя из условия равенства абсолютных значений предельной положительной и предельной отрицательной погрешности приведения мощности дозы к высоте 1 м над поверхностью земли:

где K_s(h) - средняя для высоты h кратность ослабления гамма-излучения;

maxK(h), minK(h) - максимальная и минимальная для высоты h кратность ослабления гамма-излучения.

Выдвинутое условие обеспечивает минимальную предельную погрешность пересчета на высоту 1 м над поверхностью земли измеренной с борта летательного аппарата мощности дозы при отсутствии точной информации о радионуклидном составе загрязнения местности.

Преобразование этого соотношения позволяет получить выражение для W:

Результаты расчета по формуле (5) представлены в таблице 2.

Зависимость K_s(h) для высоты ведения разведки в интервале от 50 до 300 м была аппроксимирована кубичным полиномом:

где а=2,019; b=0,027 м^-1; с=1,28·10^-6 м^-3 - коэффициенты аппроксимации.

Значительное влияние на достоверность результатов измерений при ведении воздушной разведки оказывает величина так называемой динамической погрешности δР_дн, которая показывает влияние интегрирования потока излучения за время измерения в неоднородных полях излучения на точность результата:

где L - линия, описывающая маршрут движения при ведении разведки;

А, В - начальная и конечная точки отрезка маршрута движения, вдоль которого осуществлялось измерение;

|АВ|=τV;

τ - время проведения одного измерения, с;

V - скорость ведения разведки, м/с.

Наибольшие ошибки могут возникать при ведении разведки в сечении радиоактивного следа, где градиент поля гамма-излучения наиболее высок [4, 10]. Поскольку распределение уровней радиации в сечении следа описывается нормальным законом [4, 10], то выражение для погрешности принимает вид:

где - дисперсия уровней радиации в сечении следа на расстоянии х от точки выброса радиоактивных продуктов в атмосферу.

В период ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС с учетом радионуклидного состава загрязнения, определяющего скорость спада уровней радиации, за зону отселения была принята территория с мощностью экспозиционной дозы гамма-излучения свыше 5 мР/ч. Анализ карты радиоактивного загрязнения местности в районе ЧАЭС показал, что минимальная ширина следа с граничным значением уровня радиации 5 мР/ч составляет около 10 км, а ширина следа, ограниченного уровнем радиации 20 мР/ч - около 5 км [11]. Из этих данных следует, что минимальная величина σ_у, отвечающая условию наибольшего градиента уровней радиации на маршруте ведения разведки, составляет примерно 2,6 км.

С учетом установленного значения σ_у были определены значения погрешности δР_дн, которые представлены в таблице 3. При проведении расчетов предполагалось, что разведка проводится прибором типа МКС-01Р с инерционностью (временем измерения) τ равным 2 с [3].

Определим допустимую величину погрешностей δK и δР_дн и, следовательно, допустимые режимы ведения радиационной разведки с помощью носимого измерителя мощности дозы. Для этого определим вначале другие частные составляющие погрешности измерения.

Основная погрешность измерений δ_ос, проводимых прибором типа МКС-01Р, не превышает ±30% с доверительной вероятностью 0,95. Погрешность показаний δ_эз за счет энергетической чувствительности детектора прибора не превышает ±30% [3].

Предел допускаемой дополнительной погрешности при воздействии повышенной температуры (верхнего значения рабочей температуры окружающего воздуха +40°С) и пониженной температуры (нижнего значения рабочей температуры -10°С) составляет 10% на каждые 10° изменения температуры. Следовательно, для наиболее ожидаемых условий (изменение температуры в диапазоне от -10°С до +20°С) дополнительная погрешность δ_тм, обусловленная влиянием температуры окружающей среды на показания прибора, не превысит ±20%.

Изменение показаний прибора в зависимости от направления потока ионизирующего излучения не превышает ±20% на энергии 1,25 МэВ, ±30% на энергии 0,66 МэВ, ±60% на энергии 0,04 МэВ. Погрешность за счет анизотропии чувствительности детектора δ_ан является систематической и в отличие от основной погрешности является одинаковой для всех приборов одного типа. Неопределенность в данном случае вносит только отсутствие знания энергии излучения. Однако, поскольку в спектрах излучения продуктов деления не наблюдается, как правило, значительных вкладов излучения с энергиями вблизи границ диапазона значений, то предельными значениями погрешности δ_ан можно считать ±30%.

Перечисленные погрешности по физической сущности являются систематическими. Однако, если рассматривать совокупность ситуаций, то реализуемые значения погрешностей будут носить случайный характер. В частности, основная погрешность является систематической, но имеет свои значения для различных приборов. Следовательно, если измерения проводятся анонимными приборами, то следует считать, что δ_ос имеет случайную величину из диапазона возможных значений. Аналогично, если неизвестен спектр гамма-излучения в каждой точке, а при проведении измерений не контролируется температура окружающей среды, то величины δ_эз и δ_тм следует считать случайными.

В том случае, если известно практически предельное значение погрешности δ_i, то ее среднеквадратическое отклонение (СКО) σ_i возможно оценить как σ_i=δ_i/3 [12]. Границы основной погрешности δ_ос задаются для доверительной вероятности 0,95, то ее среднеквадратическое отклонение σ_ос равно δ_ос/1,96. Следовательно, СКО суммарной погрешности измерения в точке расположения прибора будет равна

Погрешности δK и δР_дн необходимо рассматривать как систематические погрешности. Действительно, разведка в районе заражения будет проводиться различными приборами, тогда погрешность измерения будет иметь в каждом случае различную величину, но погрешности δK и δР_дн, если разведка будет проводиться в соответствии с методикой на некоторой конкретной высоте и с заданной скоростью, будут иметь постоянную величину. Только в том случае если рассматривать два случая проведения разведки, значительно разнесенные во времени, то δK и δР_дн будут отличаться за счет некоторого изменения радионуклидного состава загрязнения. Следовательно, погрешность определения уровней радиации на высоте 1 м над поверхностью земли необходимо определять по формуле

где t_α - коэффициент, задаваемый выбранным значением доверительной вероятности.

В качестве минимальной критической величины достоверности информации обычно выбирают величину, превышающую 0,8.

В работе [13] приведены вероятности правильной идентификации интервалов доз от СКО погрешности измерения. Из представленных данных следует, что интервал доз облучения, при которых должно предусматриваться максимально возможное использование средств защиты (укрытий) и рассматривается вопрос об эвакуации населения, может быть идентифицирован с вероятностью выше 0,8, если СКО погрешности измерения σ_крт не более 0,28. Следовательно, методическая погрешность измерения, которая в данном случае определяется двумя частными составляющими δK и δР_дн, не должна превышать

Здесь коэффициент t_α выбран равным 3, что соответствует практически предельной величине доверительной вероятности [12]. Это связано с тем, что для погрешностей δK и δР_дн определены предельные значения, которые могут реализоваться.

Проводя анализ данных таблиц 2 и 3 с учетом необходимости достоверного определения границы зоны опасного заражения (в данном случае 5 мР/ч), можно заметить, что невозможно обеспечить методическую погрешность ниже критического значения, если высота полета превышает 150 м. В том случае если разведка проводится на высоте 150 м, то скорость полета должна быть ограничена величиной 200 км/ч.

Таким образом, с учетом вышеизложенных обобщений предлагается способ ведения воздушной радиационной разведки местности в районе аварии на ядерном реакторе с разгерметизацией активной зоны, заключающийся в измерении на высоте полета значений мощности дозы гамма-излучения и приведении полученных значений к высоте 1 м над поверхностью земли, отличающийся тем, что радиационная разведка осуществляется с борта летательного аппарата носимым измерителем мощности дозы со временем измерения не более 2 с, высота полета выдерживается до 150 метров, скорость полета устанавливается не более 200 км/ч, при выполнении измерений мощности дозы снимаются показания высотомера, проводится расчет кратности ослабления гамма-излучения слоем воздуха по формуле K=2,019+0,027h^-1+1,128×10^-6 h^-3, показания измеренной мощности дозы умножаются на коэффициент K.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Техническое описание и инструкция по эксплуатации прибора ГО-21. - 87 с.

2. Измеритель мощности дозы ИМД-31. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. - 132 с.

3. Радиометр-дозиметр МКС-01Р. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. - 116 с.

4. Израэль Ю.А., Стукин Е.Д. Гамма-излучение радиоактивных выпадений [Текст]. М.: Атомиздат, 1967. - 224 с.

5. Пальванов В.Ч., Стрелков А.С. Расчет факторов накопления мягкого гамма-излучения в веществах с малым атомным номером. Вопросы дозиметрии и защиты от излучений//Сб. статей МИФИ. Вып.7 [Текст]. - М.: Атомиздат, 1967. - 149 с.

6. Гусев Н.Г., Машкович В.П., Обвинцев Г.В. Гамма-излучение радиоактивных изотопов и продуктов деления. Теория и таблицы [Текст]. - М.: Гос. изд-во физ.-мат.лит., 1958. - 208 с.

7. Абагян А.А., Асмолов В.Г., Гуськова А.К. и др. Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготовленная для МАГАТЭ [Текст]. - Атомная энергия, 1986, т.61, вып.5, 301-312 с.

8. Беспалов С.Е., Каратов А.В., Михайлов Л.В. и др. Особенности расчета выхода продуктов деления из разрушенной активной зоны при тяжелых авариях [Текст]. - Атомная энергия, 1995, т.79, вып.2, 134-138 с.

9. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). М., Центр сан.-эпидем. нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999. 116 с.

10. Метеорология и атомная энергия [Текст]: [пер. с англ.] / под ред. Н.Л. Бызовой, К.П. Махонько. - Л.: Гидрометеорологическое издательство, 1971. - 647 с.

11. Чернобыль. Пять трудных лет. Сборник материалов о работах по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС в 1986-1990 гг. [Текст]. - М.: Издат., 1992. - 186 с.

12. Кудряшов Ж.Ф., Рабинович С.Г., Резник К.А. Рекомендации по методам обработки результатов наблюдений при прямых измерениях // Тр. метрол. инс. СССР / ВНИИМ. 1972. Вып.134(194). С.5-114.

13. Садовников Р.Н. Оценка достоверности решений по защите населения после крупномасштабной радиационной аварии // Экологические приборы и системы. - 2004. - №4 - С.55-57.