автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.18, диссертация на тему:Математическое моделирование радиационного воздействия атомных объектов морской техники на окружающую среду и человека

САНКТ-ПЕТЕРБУРГСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

На правах рукописи

Кучнн Николай Леонидович

Математическое моделирование радиационного воздействия атомных объектов морской техники на окружающую среду и

человека.

05.13.18-Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора фнзяко-математнческих наук

/№

Санкт-Петербург 2003

Работа выполнена в Государственном научном центре РФ «Центральный научно-исслеловательский институт имени акад. А.Н. Крылова». Начный консультант - доктор физико-математических наук Струев В.П. Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук, профессор Андрианов Сергей Николаевич; доктор технических наук, профессор Никитин Анатолий Васильевич; доктор технических наук Родин Геннадий Александрович.

Ведущая организация - Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов «Прометей».

Защйта состоится -Л." МАр(л. 2оЛг. в часов на заседании диссертационного совета Д.212.232.50 по защите диссертаций на соискание степени доктора физико-математических наук при Санкт-Петербургском государственном университете по адресу: Университетская наб., 7/9. С диссертацией можно ознакомиться в Научной библиотеке им. М. Горького Санкт-Петербургского государственного университета, по адресу Университетская наб., 7/9.

Автореферат разослан "

Ученый секретарь

диссертационного совета Д.212.232.50 доктор физико-математических наук,

профессор Г.И. Курбатова

аосб-4 заоаз

1. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Россия занимает лидирующее место в мире по созданию кораблей и судов с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) При использовании ядерной энергии наибольшую опасность, в конечном счете, представляет облучение людей. Наличие ЯЭУ на кораблях и судах в случае возможных аварий несет в себе потенциальную опасность радиационного воздействия не только на личный состав корабля, но и на население и окружающую среду При этом источником потенциального радиационного воздействия являются радиоактивные элементы, находящиеся как в активной зоне реактора и технологических конгурах ЯЭУ, так и в хранилищах радиоактивных отходов (РАО) и отработанного ядерного топлива (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 атомно-технологического обслуживания (ATO), осуществляющие операции по перегрузке активных зон ЯЭУ кораблей, приему, переработке и перевозке РАО к пунктам их хранения. Суда этого 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, в настоящее время необходимость обеспечения радиоэкологической безопасности возникает при утилизации АОМТ, которая по своей сложности, дороговизне, социальной значимости и экологической опасности представляет собой проблему мирового значения и является приорэтетной в деятельности всего российского промышленного комплекса.

Утилизация АОМТ, выведенных из эксплуатации, включая выгрузку ОЯТ, осуществляется 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, при которых образуется большое количество высокоактивных жидких и твердых РАО и ОЯТ.

РОС НАЦИОНАЛЬНАЯ БИБЛИОТЕКА С.Петербу|*г

200¿VK

Изложенное свидетельствует о потенциальной возможности возникновения дополнительной радиационной нагрузки на население и окружающую среду региона

Кроме того, в процессе строительства, ремонта, отстоя и утилизации АОМТ не исключены аварийные ситуации, при которых может возникнуть сложная радиационная обстановка с высокими лозовыми нагрузками для населения и загрязнением объектов окружающей природной среды

В связи со сказанным прогнозирование уровней радиационного воздействия АОМТ, а также предприятий, осуществляющих их строительство, ремонт и утилизацию, на население и экологическую ситуацию в регионе является актуальным и необходимым

Основой такого прогнозирования для получения детальной количественной информации об уровнях возможного радиационного воздействия может являться комплекс математических методов, базирующихся на достоверном моделировании всевозможных физических процессов, определяющих механизмы переноса радионуклидов ' и ионизирующего излучения в различных материальных средах.

Таким образом, разработка методов математического моделирования радиационного воздействия АОМТ на окружающую среду и человека является актуальным направлением в решении проблемы обеспечения безопасности человека и окружающей среды В результатах этой работы заинтересованы организации, проектирующие АОМТ различного назначения, предприятия атомного судостроения, выполняющие наряду со строительством, ремонтом и утилизацией АОМТ работы по обращению с ОЯТ и РАО, а также надзорные органы РФ (Госатомнадзор, Минздрав, Минприроды).

Цель работы состоит в создании комплекса методов расчета, основанного на физико-математическом моделировании процессов переноса радионуклидов и ионизирующего излучения в различных материальных средах и позволяющего для целей обеспечения безопасности достоверно определять уровни радиационного воздействия на человека и окружающую среду, обусловленного как АОМТ, так и предприятиями, строящими, ремонтирующими и утилизирующими эти объекты.

Для достижения указанной цели требовалось решение следующих задач: 1. Нахождение по заданным характеристикам источников (зон загрязнения) дозовых величин поля излучения (задачи переноса излучения в веществе)

2 Создание 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).

3 Выбор моделей для обоснования (в случае необходимости) допустимых уровней радиационного воздействия на человека (доза, мощность дозы, радиоактивное загрязнение) и природную среду ( радиоактивное загрязнение)

4 Определение источников и путей радиационного воздействия на человека и окружающую среду АОМТ на всех этапах их жизненного цикла с учетом возможных аварийных ситуаций

В решении указанных задач были выделены два основных направления работ

Первое направление работ связано с разработкой методов расчета переноса ионизирующего излучения в веществе от источника, характеристики которого (геометрия, мощность, энергетические и угловые распределения испускаемых частиц) заданы, т.е. с решением задач об определении радиационной обстановки в заданных точках пространства, обусловленной заданным источником, с учетом ослабления излучения веществом.

Общей чертой этих задач является то, что строгий математический подход к их решению основан на обращении к кинетическому уравнению Больцмана, выбору методов его решения, обоснованию возможности использования выбранных методов для решения данного класса задач, а также анализу значения различных процессов взаимодействия излучения с веществом, учитываемых в расчетах, для формирования радиационной обстановки.

Второе направление работ связано с разработкой методов расчета переноса внутри АОМТ и вне их (в объектах природной среды) радионуклидов, вышедших вследствие тех или иных причин за пределы радиационно-опасных систем и оборудования, где они должны находиться Таким образом, здесь речь идет об определении характеристик зон возможного радиоактивного загрязнения (размеры, активность, нуклидный состав) как внутри АОМТ, так и за его пределами, т.е. об определении характеристик как самого источника, так и различных путей его потенциального радиационного воздействия, обуславливающего ту или иную радиационную обстановку, определяемую расчетами переноса излучения.

Указанные направления исследований, необходимые для решения проблемы защиты человека и окружающей среды от радиационного воздействия АОМТ, вместе с основными результатами, полученными автором диссертации, отображены на рис. 1.

Достоверность результатов настоящей работы обеспечивалась анализом имеющихся экспериментальных данных и проведением специальных экспериментальных исследований с целью их сравнения с данными численных исследований для обоснования полноты соответствия предлагаемых математических моделей их физическому содержанию.

Научная новизна.

В диссертационной работе были впервые:

Защита человека и окружающей среды от радиационного воздействия АОМТ

Определение источников и путей

воздействия Обоснование допустимых уровней

. ЬоШйМй)! \ОМТ в ртмЬчтл'ср

' ~ "" __;

Методы расчета переноса излучения в веществе с учётом различных процессов взаимодействия

•к Р

1

Разработка мероприятий по снижению воздействия

Мстоды раскета переноса радио-

вд^ домт X.

ОрреЛёлеиие >ровней лЛлвия(.пш ршиолктны^-е^агря^е^с),

Разработаны и реализованы модели, алгоритмы, методы:

Перечень и сценарии протекания аварий Определения допустимых уровней загрязнения морской среды Решения уравнения переноса Бп-методом и методом Монте-Карло Учета вторичных процессов взаимодействия излучения с веществом Расчета влияния на облучение неодномерного объекта П THi.ua ш ')б||>'кит при дарим С ПЫ\|)Ди11| *. »укладов

Изучены общие закономерности и получены количественные характеристики:

Облучения человека при загрязнении морской среды Формирования поля у-изл учения при больших глубинах проникновения Влияния вторичных процессов взаимодействия излучения с веществом 1§?Р Форчи(Л№мГ1я лое-| зелсгвий лварнй на преДягтя* яггч-НС1 < и'Допрпеци4

Рис 1 Направления работ для защиты человека и окружающей среды от радиационного воздействия АОМТ с указанием основных результатов, полученных автором диссертации для решения этой проблемы

1 Разработаны математические модели и соответствующие им алгоритмы учета вклада в формирование дозовых полей различных вторичных физических процессов взаимодействия гамма-излучения с веществом, которые позволяют отказаться от практически трудно реализуемого решения системы связанных между собой интегро-дифференциаяьных уравнений переноса и для получения необходимых результатов могут быть использованы в широко применяемых методах решения линейного интегро-дифференциального уравнения переноса излучения

2 Поставлена и решена задача о глубоком проникновении излучения С помощью разработанных программ выполнены расчетные исследования, дополненные проведением специальных экспериментальных исследований, что позволило изучить общие закономерности формирования поля гамма-излучения с энергиями, характерными для АОМТ, при больших глубинах его проникновения в однородных и некоторых неоднородных протяженных композициях материальных сред

3 Поставлена и решена задача изучения общих закономерностей формирования зон радиоактивного загрязнения морской среды при авариях АОМТ, включая затопление, с выходом радионуклидов за их пределы, для чего

- разработаны математические модели переноса радионуклидов, содержащихся в радиационно-опасных системах и оборудовании, по помещениям аварийного АОМТ до выхода за его пределы в морскую воду;

- предложены с использованием обобщенных и вновь разработанных математические модели, определяющие поведение радионуклидов в системе «морская вода-взвесь-донные отложения»;

- выполнены расчетные исследования последствий попадания техногенных радионуклидов в морскую воду при авариях АОМТ различных типов, сделаны анализ и обобщение этих исследований, что позволило отметить общие закономерности формирования зон радиоактивного загрязнения при авариях АОМТ.

4 Поставлена и решена задача об определении допустимых (с точки зрения радиационного воздействия на человека) уровней загрязнения морской среды, для чего'

- на основе разработанных расчетных моделей определены для большого количества техногенных радионуклидов наборы дозовых коэффициентов, позволяющих количественно учесть вклад в облучение человека различных путей воздействия, обусловленного этим загрязнением;

- получены формулы для определения контрольных концентраций радионуклидов в морской воде при различных путях воздействмя и заданном уровне этого воздействия на человека

5 Решена задача о прогнозировании возможного радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду широкой номенклатуры радиационно-опасных работ, выполняемых предприятиями атомного судостроения, при строительстве, ремонте и утилизации АОМТ, для чего

- разработаны и реализованы в виде комплекса расчетных методов математические модели по опредеделению параметров радиационного воздействия (дозы облучения человека и уровни радиоактивного загрязнения);

- осуществлена классификация возможных на предпритиях атомного судостроения аварий, последствия которых могут быть наиболее значимы с точки зрения воздействия на человека и окружающую среду, предложен типовой перечень таких аварий и дано описание сценариев их протекания;

- выполнены расчетные исследования по моделированию детальных количественных характеристик ожидаемых радиационных последствий аварий, возможных на предпритиях атомного судостроения, что позволило изучить общие закономерности формирования аварийной радиационной обстановки при таких авариях

Основные результаты, выносимые на защиту :

1. Разработка алгоритмов решения кинетического уравнения переноса излучения на основе модификаций Бп-метода и метода Монте-Карло, адаптированных к специфике моделирования радиационного воздействия АОМТ, осуществление их программной реализации и обоснование применимости этих методов для решения в задачах глубокого проникновения гамма-излучения в веществе

2. Результаты исследования общих закономерностей формирования поля гамма-излучения при больших глубинах его проникновения в однородных и неоднородных протяженных композициях защиты

3 Построение математических моделей и разработка соответствующие им алгоритмы учета различных вторичных физических процессов взаимодействия гамма-квантов с веществом в предложенных модификациях Эп-метода и метода Монте-Карло, а также результаты изучения влияния этих вторичных процессов на формирование поля излучения, включая задачи его глубокого проникновения

4. Ргоработка модели учета влияния в расчетах поля излучения внутри объекта его неодномерности, основанной на применении методов теории возмущения с использованием решений сопряженного уравнения переноса.

5 Построение математических моделей переноса радионуклидов, содержащихся в радиационно-опасных системах и оборудовании, по помещениям АОМТ и далее в морской среде, а также результаты применения этих моделей для исследования общих закономерностей формирования зон радиоактивного загрязнения морской среды при авариях с АОМТ, связанных с выходом радионуклидов за их пределы, включая затопление АОМТ

6 Разработка методов определения количественных показателей, определяющих допустимый уровень радиоактивного загрязнения морской среды, с учетом связанных с этим видом загрязнения особенностей радиационного воздействия на человека.

7 Создание комплекса 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

8 Результаты исследования общих закономерностей в формировании радиационных последствий аварий, типичных для существующей практики строительства, ремонта и принятой концепции утилизации АОМТ.

Практическая значимость и внедрение результатов.

Разработанные на основе проведенных исследований методы математического моделирования и соответствующие им комплексы программ могут использоваться и используются для решения широкого класса задач, связанных с обеспечением защиты человека и окружающей среды от радиационного воздействия АОМТ на всех стадиях их жизненного цикла:

- для выбора оптимальных (с точки зрения радиационной безопасности) схемных и конструктивных решений при проектировании этих объектов;

- для обоснования безопасных условий проведения любых потенциально ядерно- и радиационно-опасных технологий и операций, применяемых на предприятиях, строящих, ремонтирующих и утилизирующих АОМТ;

- при разработке санитарно-защитных зон по радиационному фактору для указанных предприятий и объектов и т д

Основные научные результаты и рекомендации диссертации 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 ОСТ В5.4369-81 «Защита от ионизирующих излучений судовых атомных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением, а

£<-пл/мгияания объектов флота с атомными энергетическими также доков и судов обслуживания ииьсми» v

„..,1Й используется более чем на 20 предприятиях установками. Методы расчета», который используется

отрасли,

- выполнение комплекса работ по оценке воздействия „а персона,, население и природную среду при спецификационных условиях эксплуатации, а также при различных аварийных

„ „„ „спрпяботке ЖРО «Ландыш», созданного по совместному ситуациях плавучего комплекса по перераоотке жги

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 при обеспечении 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»)

На основе положений и выводов диссертационной работы подготовлены учебно, „„„ притон университетов по специальности «Прикладная методические пособия для студентов унивс^шч

математика» и «Прикладная математика и физика»

Апробация работы. Основные материалы диссертации доклады вались на 4-х Всесоюзных и Российских научных конференциях по защите от ионизирующих излучений (Москва, .974, Москва, 1978, Тбилиси, 1985, Обнинск, 1998), на 2-х Международных научных конференциях по судостроению (Санкт-Петербург 1994 и 1998), на 2-х Международных научных конференциях «Военно-морской флот и судостроение в современных условиях » (Санкт-Петербург 1996 и 2001), на 2-х Международных научно-технических конференциях «Экологические проблемы утилизации АПЛ» (Северодвинск, 2001; Владивосток, 2002), на Международной научной конференции «Ядерная энергия и безопасность человека» (Нижний Новгород, 1993), на Научно-практической конференции РАН «Критерии экологической безопасности» (Санкт-Петербург, 1994), на Международном научно-техническом семинаре «Послесловие к «Белой книге» (комиссия Яблокова)» (Нижний Новгород, 1998), на Международной конференции «Nuclear nsks, env.ronmental and development cooperaron in the North of Europe» (Apatity, 1999), на Международной конференции по морским интеллектуальным технологиям МОРИНТЕХ (Санкт-

Петербург,2001).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 38 научных работ в отечественных научных журналах и изданиях [1-38]

Объем и структура работы. Диссертация изложена на 297 страницах, включая 34 страницы приложений и 16 страниц библиографии, содержащей 302 названия Рисунков -33 Таблиц - 77, включая 25 таблиц, приведенных в приложениях.

Диссертация состоит из введения, восьми разделов, объединенных в три части, двух приложений, а также списков условных сокращений и использованной литературы

Выделение автором основных направлений работ для решения задач, поставленных в диссертации, определило следующую ее структуру Часть первая, в которую входят первый, второй и третий разделы диссертации, посвящена анализу и разработке методов расчета переноса излучения в однородных и неоднородных средах на основе решения кинетического уравнения Больцмана с учетом различных вторичных процессов взаимодействия излучения с веществом Во второй части, включающей четвертый, пятый и шестой разделы диссертации, рассмотрены вопросы моделирования радиационного воздействия, обусловленного техногенным радиоактивным загрязнением морской среды применительно к различным типам АОМТ. Третья часть диссертации, содержащая седьмой и восьмой разделы, посвящена разработке методов и результатам их использования для моделирования радиационного воздействия на персовал, население и окружающую среду предприятий атомного судостроения Часть фактического материала вынесены из разделов второй и третьей частей диссертации соответственно в приложения 1 и 2

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ Во введении обоснована актуальность рассматриваемой в диссертации проблемы, ее научная новизна и практическая значимость, сформулирована цель работы.

Первый раздел посвящен численным методам решения ряда задач о так называемом глубоком проникновении излучения, общей чертой которых является изучение с помощью различных методов численного модепирования физических особенностей формирования поля излучения на больших расстояниях от источника.

Поскольку общая математическая формулировка задач теории переноса излучений в веществе дается с помощью линеаризованного кинетического уравнения Больцмана ОУф(гДе)+^м(г,Е)ф(гДе)= |ф(г,П',Е')с(й'Е' -> П,е)1Е'с1П' + з(г,0,е), (!) где неотрицательная функция описывает плотность распределения источников

частиц; функция ф(г,С1,е) определяет плотность потока частиц в точке ? с энергией Е и

направлением вектора скорости О, ядро А:(о/ Е' П, е) описывает изменение энергии £'-)■£ и направления движения частицы СУ П при взаимодействии последней со средой, а £)-полное сечение взаимодействия частицы с веществом, сделан обзор

основных методов решения этого уравнения, позволивший отметить, что вопросы, связанные с особенностями применения этих методов к расчетам проникновения излучений на большие расстояния от источника, не нашли систематического освещения в литературе, большинство названных методов труднореализуемы для ряда прикладных задач переноса излучения Для таких задач особую роль играет метод Монте-Карло.

Для рассмотрения таких вопросов, как 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, а также изучение влияния на формирование поля излучения ряда вторичных, ранее не учитываемых физических процессов взаимодействия излучения с веществом предложено использовать 5„-метод и метод Монте-Карло в виде соответствующих разработанных и реализованных автором диссертации модификаций алгоритмов и программ решения кинетического уравнения переноса излучения в веществе

Выбор этих методов в качестве основного инструмента исследования обусловлен следующими причинами.

Эп-метод является 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 фунте) и др.

Метод Монте-Карло в различных его модификациях 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, оба 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.

Особенность модификации Эп-метода, предложенной автором диссертации, состоит в отказе от многогрупповой схемы расчета, использование которой в силу конечной ширины групп обуславливает возникновение значительной ошибки в начальной точке дифференциального энергетического спектра рассеянного излучения Рассматриваемый энергетический интервал задается набором дискретных значений энергии {Е,} Спектр определяется по значениям плотности потока излучения в выбранных узлах энергетической шкалы Ф(Р,) Показано, что любой групповой метод с N группами для решения уравнения (1) может рассматриваться и как метод с дискретным заданием энергетической переменной N+1 точкой Тогда алгоритм решения уравнения (1) в дискретно-энергетическом представлении может быть подразделен на два этапа получение сечений переходов из состояния с энергией Ет в состояние с энергией Е, для данной энергетической сетки ш™ ~*' и расчет плотности потока излучения ф(г,И,е) для данной геометрии задачи, данных стационарных источников и полученного набора сечений переходов

Кинетическое уравнение (I), записанное в сферической геометрии для узловой энергии Е, _ имеет вид

+ (2)

где ц = совв, а в - угол между направлением движения частицы и направлением вперед; 5(х,д,Е| )=80 (х,ц,Е, )+5|(х,р.,Е, ) - функция распределения источников, определяемая как независимыми источниками 8„(х,ц,Е,), так и источниками, обусловленными взаимодействием квантов со средой, 5|(х,д,Е,).

Дано описание особенностей алгоритма реализации Эл-метода, основанного на использовании $6Рб-приближения.

Ввиду того, что в литературе вопрос применимости Бц-метода для решения проблем глубокого проникновения гамма-излучения не освещен, автором диссертации выполнено обоснование применимости предложенной модификаций Бп-метода для решения указанной проблемы Исследовалось влияние факторов, обусловленных численной реализацией Эпистола, таких как конечность шагов по пространственным, угловым и энергетическим переменным, использование конечного числа гармоник в разложении индикатрисы, погрешности в ядерных данных Поскольку влияние этих факторов может в той или иной мере усиливаться при расчете плотности потоков гамма-квантов на значительных глубинах проникновения, больших 20 длин свободного пробега (д с п), для определения точности результатов, полученных с помощью 8„-метода, проводилось их сравнение с результатами

расчетов специально разработанных модификаций метода Монте-Карло и выполненных экспериментальных исследований распространения излучения на макетах и сборках, близких к реальным Применимость метода в Sr,Pr, -приближении обоснована для решения этого класса задач для глубин проникновения излучения до 50 д с п с приемлемой точностью

Здесь же рассмотрены вопросы использования метода Монте-Карло для решения этого класса задач Для анализа и оптимального выбора приемов уменьшения статистической ошибки при использовании метода Монте-Карло в задачах глубокого проникновения излучения предложена математическая схема, основанная интегральной записи уравнения переноса (1) для плотности столкновений частиц i//(r,ñ,е)-Е)ф(?,0,

i|/(r,О,Е) = Jv(r',ñ',Е')ф,Q\E' г, Ó,E)d?'dñ'dE' + |т(г' -> rjo,еМГ-е)17' . (3)

попускающей естественную вероятностную интерпретацию Ядро К представимо в виде произведения к(г',0.',£'-»■?,П, Е)= cifl'E' —► Í2, £¡r')т(?' —► rjo, где С описывает

изменения энергии и направления движения частицы при столкновениях, а Т-перемещение частицы между последовательными столкновениями

Как правило, задача состоит в оценке методом Монте-Карло функционалов от плотности потока ф(г,П,£), имеющих вид 1= jg(r, Е)Ф(г,п, E)drdCidE, где g-известная

неотрицательная функция, определяющая искомый функционал.

Оценка интеграла 1 методом Монте-Карло основана на аналоговом процессе случайных блужданий [f, .Р.], связанным с уравнением (3) и используемым для построения цепей случайных блужданий {Х|,х2, х„ xN}, и может быть описана в четыре стадии

1 Выбираются функции плотности вероятности появления х,, когда предыдущие точки в цепях xi„x,.i f,=f(xi, ,x,.i) и вероятности обрыва цепи в точке х, Р, =Р,( xi„x, которые задают процесс случайных блужданий 2. Эти функции используются для создания последовательности точек х, в цепях случайных блужданий, называемой историей {xi,xj, х„ xn }, N-индекс точки, в которой произошел обрыв цепи

3 В каждой точке истории число W,, называемое весом, вычисляется по правилу

и■ -tt...» ,,

Произведение g(x, )W, (х,) называют вкладом точки х,

4 Строится случайная величина, являющаяся несмещенной оценкой интеграла I При этом выбор типа оценки является центральной частью вопроса о снижении дисперсии В

зависимости от специфики решаемой задачи можно использовать различные типы оценок или их комбинации

Особенности задачи вычисления потока ф(г,Й,£■) или его функционалов при больших глубинах проникновения требуют применения вместо обычных (аналоговых) схем Монте-Карло моделирования переноса излучений на большие расстояния использовать другой процесс случайных блужданий [ 1'Р ]-неаналоговый, отличающийся от описанного тем, что в нем действительные (физические) вероятности изменяют таким образом, чтобы снизить дисперсию используемой оценки Неаналоговые процессы блуждания частиц можно строить за счет выбора неаналоговых функций // или Я', а тахже за счет их одновременного выбора

Оптимальный подход к выбору неаналогового процесса моделирования должен использовать функцию ценности, являющейся решением сопряженного к (1) уравнения,, физический смысл которого раскрыт в работах Кадомцева Б Б , Марчука Г.И, Орлова В В..

При отсутствии информации о функции ценности предложен альтернативный метод смещенного выбора, применяемый для той же цели и заключающийся в раздельной деформации ядра переноса т\г' -» я), ядра столкновений с(с1',Е' и исходной

функции распределения источников 5(г ,0, Е) или в суперпозиции названных деформаций.

Для решения рассматриваемых задач, связанных с переносом гамма-излучения в геометрически сложных композициях значительно протяженной защиты, использовались метод «расщепления» и «рулетки» Использование этого метода позволило ограничить количество цепочек случайных блужданий в малоценных областях пространства, увеличить их число в ценных областях и обеспечить переход частиц из малоценных областей в более ценные При таком переходе частица «расщепляется» на 1-ой границе, разделяющей области с разной ценностью, на р, одинаковых частиц Новым частицам приписывается вес 1/р, веса исходной частицы Для частиц, влетающих в менее ценные из более ценных областей, применяется способ рулетки, заключающийся в гибели частицы с вероятностью 1/р, при этом вес частицы увеличивается в р, раз Показано, что оптимальным расположением поверхностей расщепления является такое, при котором плотность потока между ними уменьшается вдвое, а величину р, следует задавать равной 2

При решении методом Монте-Карло задач переноса излучения в протяженных неоднородных композициях вещества, для которых характерно наличие сильных градиентов

характеристик поля излучения, предложен простой способ "смещения"' традиционной оценки функционалов поля излучения в точке для устранения расходимости ее дисперсии

Во втором разделе приведены результаты исследований прохождения гамма-излучения в протяженных однородных и неоднородных средах, полученные с использованием рассматриваемых методов решения уравнения переноса Наряду с результатами расчетов приводятся данные экспериментов, используемые для подтверждения корректности предложенных расчетных моделей и определения обеспечиваемой ими точности

На примере рассмотрения переноса гамма-излучения в однородных средах обосновано использование метода Монте-Карло в виде модификации, предусматривающей задание первого столкновения квантов с атомами среды равномерным по области переноса наряду с глубокой степенью их "расщепления" для получения количественных оценок характеристик поля излучения на глубинах проникновения до 40 д с п

Методом Монте-Карло исследовано прохождение гамма-квантов в протяженных материальных средах с ограниченными поперечными размерами Предложены аналитические аппроксимационные формулы, допускающие определение таких характеристик поля гамма-излучения как дозовый фактора накопления рассеянного гамма-излучения точечного изотропного источника для цилиндрических и прямоугольных блоков из вещества с атомным номером Ъ\ и линейным коэффициентом ослабления излучения /л, находящихся в вещстве с атомным номером Ъг и коэффициентом ослабления /у,, отличном от вещества блока, показал, что зависимость фактора накопления от поперечных размеров блока Я и 2Т аппроксимируется выражениями

и. ■|1%!1>'й/,и

В(Я,А/г) = Я,С"Л«>)-[Я,С«Л«>)-Це +—[»,(//, \]е 1 " (5)

Сг '

_ ^-озя'ш и. -К-'*1.!Ю,МЛ)Г

Мг

где в(/ицсо); в(/лц /?); 7) -соответственно факторы накопления рассеянного гамма-излучения в бесконечной среде, в цилиндрическом блоке защиты радиуса Я и в прямоугольном блоке защиты шириной 2Т на расстоянии Ь см от источника. '

Для энергий гамма-излучения, соотвествуюшего спектру ЯЭУ, средняя погрешность расчетов по этим формулам не превышает 30%, а результаты расчетов удовлетворительно согласуются с результатами экспериментов

Исследовано детальное изменения поля гамма-излучения с глубиной проникновения 3„-методом в Бг.Р<•,-приближении Изучены особенности формирования поля излучений в однородных средах протяженностью до 50 д.с п для набора элементов с широким интервалом изменения атомного номера Получен большой объем информации о различных

интегральных и дифференциальных характеристиках поля излучения Отмечен ряд физических закономерностей изменения этих характеристик с ростом глубины проникновения излучения в различных веществах Сравнение численных результатов, полученных с помощью 8„-метода, с результатами расчетов методом Монте-Карло, а также результатами экспериментальных исследований по изучению энергетических и угловых распределений излучения позволило сделать заключение об ожидаемых величинах погрешности расчетов 5„-метода

Отмечена закономерность в поведении энергетических угловых распределений гамма-излучения за протяженными защитными барьерами, состоящая в том, что для глубин проникновения, превышающих 20 д с п, угловые распределения стабилизируются и для интервала углов 0<6<90° описывается функцией вида е"®1®0 с коэффициентом во, зависящим от энергии источника и рассматриваемого вещества

Отсутствие зависимости вида данной функции от толщины водного барьера позволяет использовать ее для оценок углового распределения плотности потоков гамма-излучения различной энергии, выходящего с поверхности легкого корпуса АПЛ, что обеспечивает корректный расчет радиационной обстановки при совместном базировании атомных кораблей, при доковании АПЛ, а также при организации спасательных или водолазных работ при нахождении АПЛ на грунте Универсальность данной рекомендации обеспечивается слабым различием в форме относительных угловых распределений мощности дозы гамма-излучения на легком корпусе АПЛ в случае работающей и остановленной ЯЭУ

Дано описание алгоритмов физико-математического моделирования ранее не учитываемых в расчетах процессов взаимодействия гамма-излучения с веществом с целью оценки их влияния С помощью 8„-метода и метода Монте-Карло проведены расчетные исследования по определению влияния на дозовые характеристики поля излучения при прохождении через вещество гамма-излучения с энергиями, не превышающими 10 МэВ, таких процессов,как. аннигиляция пары "электрон-позитрон"; образование тормозного и флуоресцентного излучений; когерентное рассеяние и комптоновское рассеяние с учетом поляризации гамма-квантов Получены количественные данные, позволяющие характеризовать физические особенности влияния этих процессов на перенос гамма-излучения с энергиями, типичными для ЯЭУ

Показано, что с ростом глубины проникновения влияние на характеристики поля излучения ряда вторичных процессов таких, как возникновение тормозного и флуоресцентного излучений, может быть определяющим, особенно, при прохождении гамма-квантов в веществе с большим атомным номером Вклад тормозного излучения

становится существенным при начальной энергии первичных гамма-квантов превышающей 6,0 МэВ, и возрастает с увеличением энергии и атомного номера вещества Вклад флуоресцентного излучения становится существенным при энергии первичных гамма-квантов, меньшей 0,2 МэВ и возрастает с уменьшением последней При этом в зависимости вклада тормозного излучения в величину дозовых характеристик от глубины проникновения отмечается существование максимума, положение которого сдвигается в сторону больших глубин проникновения при увеличении энергии излучения.

В третьем разделе рассмотрено моделирование величин поправок, обусловленных учетом 3-хмерности объема реального помещения, к величине поля излучения внутри этого помещения, определяемого на основании совокупности одномерных расчетов При определении радиационного воздействия бывает необходимо оценить дозу, получаемую людьми, находящимися внутри помещений, облучаюемых извне с одной или нескольких сторон Такая необходимость возникает, например, при оценке воздействия проникающих излучений ядерного взрыва или при оценке внешнего облучения от аварийного помещения с объемным и (или) поверхностным радиоактивным загрязнением Решение этой задачи демонстрируется для геометрии, типичной для корабельных помещений

Для получения детальных характеристик полей проникающих излучений внутри помещений корабля при их внешнем облучении плодотворно использование высоко точных методов расчета полей излучения за системой плоских преград, что обусловлено тем, что корабельные помещения образованы набором трех взаимно перпендикулярных пластин из конструкционных материалов (палубы, перегородки и тд). При определении указанных поправок становится существенным учет ослабляющих и рассеивающих свойств конструктивных элементов, образующих это помещение или объем Для решения таких задач в зависимости от вида рассеивателя могут быть использованы различные методы, например, такие, как метод Монте-Карло или методы с использованием функции дифференциального альбедо Однако, при необходимости учитывать потоки излучения, рассеянного трехмерным набором тонких конструкций с толщиной менее 0,5 д с п., удобно использовать методы, основанные на теории возмущений с привлечением аппарата сопряженных функций Такой подход позволяет учесть накопление рассеянного излучения и оценить не только рассеивающие, но и поглощающие свойства рассеивающих элементов.

В разделе описан метод учета трехмерности корабельных помещений при определении внутри них мощности дозы проникающих излучений, основанный на теории возмущений с привлечением аппарата сопряженных функций и позволяющий корректно определять поправки к точному одномерному решению, обусловленные трехмерностью реального

помещения или выделенного объема Для оценки влияния на поле излучения внутри данного помещения рассеивания и ослабляющих свойств стенок этого помещения использовано выражение для вариации мощность дозы 6D. имеющее для рассматриваемых условий вид 5D = ~ jV(r, £,0)<%Д>'(г, E,H)drE,dQ,

где Ф'-решение кинетического уравнения (1) для возмущенной системы; Ф'-решение сопряженного уравнения (7) для невозмущенной системы, в котором членом "источника" является функция р(?, Q, Е), определяющая функционал мощность дозы D, - ПУф' (г, П,е)+ л (г, Е)Ф* (г, П, е)= |ф'(г, Q', Е')ф, Е ->■ ¿V, E')dE'dП' + р(г, П, е) (7) SL-оператор возмущения, имеющий для данного класса задач вид

Km

in Е

где -полное сечение взаимодействия излучения с веществом, ^(П Q,£ ->£)-

дифференциальное сечение рассеяния частицы с энергией Е' и направлением движения П в состояние с энергией Е и направлением движения П

Приведено экспериментальное подтверждение эффективности предлагаемого метода Третий раздел завершает рассмотрение вопросов, связанных с решением уравнения переноса излучения в веществе в целях нахождения дозовых характеристик поля излучения Далее в диссертации рассматриваются вопросы определения источников, путей и количественных характеристик радиационного воздействия на человека и окружающую среду, обусловленного выходом радионуклидов за пределы как оборудования, так и самих АОМТ на всех этапах их жизненного цикла с учетом возможных аварийных ситуаций

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

Для оценки мощности источника радиоактивного загрязнения разработана математическая модель, позволяющая определять характеристики вероятного выхода радионуклидов за пределы АОМТ в ситуациях, при которых возможно попадание радионуклидов, содержащихся в радиационно-опасных системах и оборудовании, в морскую среду В основу данной модели наряду с концепцией последовательных защитных барьеров, количество и последовательность которых определяются типом рассматриваемого АОМТ, положена камерная модель транспорта радиоактивной примеси по цепочке последовательных помещений (камер) Выражения для нахождения постоянных переноса по камерам (коэффициенты связи) получены путем анализа различных физических процессов и

количественной оценки их роли в процессе переноса радионуклидов через защитные барьеры и по помещениям объекта Постоянная времени переноса радионуклидов через к-тый защитный барьер представляет собой сумму постоянных времени, характеризующих рассматриваемые процессы, ои = Ок л + си г + оск

При этом рассматривались следующие процессы, определяющие выход радионуклидов в воду из ядерного топлива и последующий их перенос по объекту коррозия топлива, диффузия через негерметичности в защитных и конструкционных барьерах, характеризуемая постянной времени сскл, колебания гидростатического давления внутри и за пределами объекта, связанные с изменением уровня моря и характеризуемые постянной времени ак.г, естественная циркуляция через негерметичности в защитных барьерах при наличии источников тепла (например, остаточного тепловыделения в ядерном топливе) с постоянной времени ак

Получено решение системы уравнений для определения величины активности А,¡-го нуклида в к-том последовательном объёме ЛОМТ при переноса 1-го нуклида по цепочке из к объемов при условии, что в начальный момент времени вся активность содержится в первом объеме цепочки (ядерное топливо, цистерны с ЖРО)

где Ьвремя; Ик-постоянная очистки ^го объема, где о^-постоянная утечки в

следующий объем, а (^-постоянная выхода из ^го объёма в забортное пространство (для последнего в цепочке объема са=[3), в качестве исходного объема для реактора и хранилища ОТВС рассматривается оболочка твэла, поэтому А, ^активность ¡-го нуклида в топливе, для ЖРО А,|-активность ¡-го нуклида в соответствующей цистерне

Тогда для случая выхода активности в забортное проостранство только из последнего объёма с учетом того, что для каждого из промежуточных объёмов постоянная очистки совпадает с постоянной выхода в следующий объём (<%=аД выражение для мощности источника 1-го нуклида на выходе в забортное пространство из последнего объёма цепочки из N последовательных объёмов

где А,м-активность ¡-го нуклида в последнем объеме, непосредственно граничащем с забортным пространством.

(8)

<3,(0 = Рн • А1Н(I) = р„ ■ <Па,) ■ А„(о 1е*Р(~ат °

(9)

п—1

Для ситуаций, когда часть или все промежуточные объёмы имеют непосредственный контакт с внешней средой, выражение для источника выхода 1-го радионуклида из к-го объёма в забортное пространство имеет вид <3,1,(0=01. А,^), где (З^-постоянная выхода радионуклидов из к-того последовательного объёма непосредственно в забортное пространство Для более общего случая, когда аварийный АОМТ имеет выход в забортное пространство из части или всех N последовательных объемов, суммарный источник выхода 1-го нуклида представим в виде суперпозиции N элементарных источников

N

(ЭДО = • А,^), где А1к-активность 1-го нуклида в к-том последовательном объеме, к>|

определяется выражением (8)

В пятом разделе рассмотрено моделирование процессов, обуславливающих распространение радионуклидов морской среде Установлено, что для достоверного определения характеристик зон возможного радиоактивного загрязнения (геометрические размеры, состав радионуклидов, распределение их объёмных активностей итд) необходим наряду с основными процессами, определяющими распространение радионуклидов в морской воде, такими, как радиоактивный распад, перенос течением (адвекция) и турбулентная диффузия жидкости, учет ряда других процессов, влияющих на поведение радионуклидов в системе «морская вода-взвесь-донные отложения»' сорбции на частицах взвеси с последующим осаждением частиц на дно, осадконакопления, диффузии растворимых фаз в донные осадки, диффузии радионуклидов за счет механического перемешивания осадков гидробионтами (биотурбацию), сорбцию и десорбцию нуклидов частицами донных осадков и др

Уравнение, описывающее только процессы адвективного и турбулентного переноса радионуклида в воде с учётом радиоактивного распада, имеет вид

сЛ дх Зу дг) ^дх дк ду ду дг дг) где С-объёмная активность радионуклида в воде; 1!х, иУ, и^-составляющие скорости адвективного переноса по осям координат, К,., Ку, К,-коэффициенты турбулентной диффузии по осям координат, ^.-постоянная распада радионуклида, <3=(3(1)-источник радионуклида. Уравнение (10) описывает перенос радионуклида в однофазной среде

Поскольку реально морская вода представляет собой систему, состоящую из двух фаз собственно воды и твёрдых частиц (взвесь, донные осадки), возникают трудности при строгом математическом описании такой системы. Чисто гидродинамические процессы (адвективный перенос и турбулентная диффузия) в двухфазной системе «вода-взвесь» могут

учитываться так же, как в однофазной системе. Однако, для достаточно крупных частиц взвеси со стоксовой скоростью осаждения порядка пульсационной скорости и более, необходимо учитывать зависимость коэффициента вертикальной турбулентной диффузии от скорости осаждения. Основная трудность при математическом моделировании двухфазной системы состоит в резком возрастании числа коэффициентов, подлежащих заданию, что превращает одно уравнение переноса в систему уравнений

Показано, что последовательное моделирование поведения радионуклидов в системе «морская вода-взвесь-донные отложения» допускает разделение на две части перенос радионуклидов в морской воде и их перенос в донных осадках При этом для упрощения моделирования процесса переноса радионуклидов в двухфазной системе «вода-взвесь» предложено разбивать частицы взвеси разного размера на две компоненты: крупные (тонущие) и мелкие (нетонущие) частицы С учетом такого двухкомпонентного представления взвеси предложена математическая модель описания переноса радионуклидов в системе «вода-взвесь», учитывающая следующие процессы адвекции, горизонтальной и вертикальной турбулентной диффузии, сорбции и десорбции радионуклида частицами взвеси; растворения как крупных (тонущих), так и мелких (не тонущих) частиц взвеси, агрегации и распада частиц взвеси, а также осаждения ее крупных частиц

Указанная модель описана системой уравнений для двухфазной среды, представляющей собой систему уравнений баланса для величин объемной активности, содержащейся соответственно в мелких и крупных частицах взвеси и собственно в воде Выполнены количественные оценки, позволяющие судить о важности учета тех или иных процессов, в которые вовлекаются частицы взвеси Определены физические условия, при которых данная система уравнений допускает получение решения

Для моделирования переноса радионуклидов в донных осадках предложено уравнение переноса Показано, что вид этого уравнения, а также форма соотвествующих граничных условий на границе дно-вода определяются возможностью протекания процессов обратимой и необратимой сорбции радионуклидов донными осадками.

Выполнен анализ имеющихся в литературе экспериментальных данных с целью определения величин коэффициентов, характеризующих рассматриваемые физические процессы и входящих в уравнения, описывающие перенос радионуклидов в системе «морская вода-взвесь-донные отложения»

Дано описание упрощенных статистических моделей и моделей с постоянными коэффициентами диффузии, а также рекомендации по их использованию для инженерных эценок радиоактивного загрязнения открытого моря вследствие аварий АОМТ.

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

Показано, что при выборе критериев для оценки последствий при техногенном радиоактивном загрязнении морской среды могут быть использованы гигиенические критерии радиационной защиты, ориентированные на обеспечение радиационной безопасности человека, с учетом особенностей его облучения, обусловленного радиоактивным загрязнением морской среды

Предложенные расчетные модели позволили сравнить различные пути радиационного воздействия на население, обусловленного радиоактивным загрязнением морской среды техногенными радионуклидами Результаты такого сравнения для основных радионуклидов, определяющих техногенное загрязнение морской среды, представлены в табл 1.

Таблица 1.

Годовая эффективная доза облучения (мкЗв) по различным путям воздействия при объёмной активности каждого радионуклида в морской воде 1 Бк/мэ.

РадиоНуклид Пути облучения

Внут реннее пост] тление Внешнее облучение

Рыба Моллюски Ракообразные Водоросли Планктон Соль из морской воды Опресненная вода Морские аэрозоли над поверхностью воды при купании

Мп-54 0,063 0.13 0,013 0,16 7,8- КГ1 2,4-1С* 5,2-10-' 2,0-10* 6,0- КГ" 9,0 Iff5

Ре-55 0,22 0,37 0,061 0,37 3,7- 1 ОТ' 1.1-Ю'5 2,4-10' 3,7-1 ff7 3,6-10"* 6,0-Iff*

Со-60 0,77 0,63 0,63 1.3 7,6- ICTJ 1.1 -КГ1 2,5 10"* 3,8-Ю'5 1,8 10* 2 7- Ю"1

N1-63 0,095 0,032 0,016 0,031 4,8-КГ1 1,4-10* 3,2-107 4,9- Iff' - 9,2 Iff*

5г-90 0,012 0,001 0,002 0,005 3.0-Iff* 9,1-104 2,0-\0! 2,2-10* - 1,4- 10"

У-90 0,012 0,099 0,099 0,099 3,0-кг3 8,9 10"5 2,0-10° 1,4-10* 1,7-10"* 1,9-10*

1с-99 4,1 ■ 10] 0,023 0,023 0.023 6.9-10' 2.1 -10"5 4,6-107 3.5-Iff6 - 3,0-10"

1-129 0,071 0,04 0,04 0,4 0.36 3,6-101 3,2-104 3,3-Iff' 3,4-10! 5,0-10*

Се-134 0,41 0,021 0,021 0,034 6,2 • 10"4 6,2 10"1 1.4-10* 6.1-10* 1,1-10"' 1.6-Iff4

Сз-137 0,28 0,014 0,014 0,024 4,3- КГ1 4.3 Ю-1 9,5-КГ* 4,3 10* 4,2-10"* 6,2-10'

Ро-210 528 435 2220 44 39,6 0,04 3,5-10' 0,129 7.2-10"" 1,1-10*

ТЬ-232 30,6 8,5 8,3 1.7 2,5 7,6 Ю1 1,7-Ю-1 0,117 1,3-10"' 1,9-10'

и-235 0.81 0,41 0,14 1,4 0,002 0,012 2,7-10^ 6,9- Iff* 1,5-КГ* 2,2-10"'

Ри-238 2,0 25.5 2,5 17 0,25 7,6-10'1 1,7- КГ* 1,7-Iff1 4,0-10* 6,1-Ю"9

Ри-239 2,2 27,4 2,7 18,3 0,27 8,2-КГ" 1.8-1СГ4 1,7- Iff2 7,9-ID"' 1,2-10"

Ри-240 2,2 27,4 2,7 18,3 0,27 8,2-10* 1,8-ЮГ1 1,7-10J 4.6- iff' 6,9-Iff*

Аш-241 2,2 146 3.7 58,4 0.44 6,6 10"' 1,5- 1СГ4 0,199 3,1 10"* 4,6-10*

Показано, что при загрязнении промысловых районов моря наибольшие дозы облучения

реализуются при радиационном пути воздействия, связанном с пероральным поступлением радионуклидов Предложены метод определения контрольной концентрации (КК) радионуклидов в морской воде, под которой понимается величина их объёмная активности, допустимая в отношении воздействия на человека по тому или иному пути облучения Для

перорального пути поступлении радионуклидов, являющегося основным путем радиационного воздействия при загрязнении промысловых районов моря, КК радионуклида

е • ПГПнас, ....

в морской воде определяется выражением ККЦ = ——-——, где КК.Ч -контрольная

Кн„ - и,

концентрация ¡-го радионуклида для }-го вида промысла, Бк/м\ е-квота на поступление радионуклидов с морскими гидробионтами; ПГПнас,-предел годового поступления 1-го радионуклида для населения, Бк/год, Кич-коэффициент накопления 1-го радионуклида в J-том гидробионте, м3/кг, б,-годовое потребление ^-го гидробионта для критической группы населения, кг/год.

При радиоактивном загрязнении воды бухт и эстуариев, обусловленном производственной деятельностью, отсутствуют пути радиационного воздействия, связанные с пероральным поступлением радионуклидов. Были разработаны модели, позволившие определить для большого количества радионуклидов набор дозовых коэффициентов, характеризующих пути облучения при различных видах производственной деятельности человека в непосредственной близости с районом возможного загрязнения Величины таких дозовых коэффициентов для некоторых нуклидов приведены в табл. 2

Таблица 2

Мощность эффективной дозы облучения (Зв/с) по различным путям воздействия при объёмной активности каждого радионуклида в морской воде 1 Бк/м3.

[ • Нуклид Ингаляционное поступление за сч£т морских аэрозолей Внешнее облучение

При работах на пирсах, судах, платформах и т п При подводных работах

Вода Дно на расстоянии 1,0 м Взмученные донные осадки с концентрацией 1 мг/л

Мл-54 5,75 • 10ш 1,68 10" 1,68-10" 7,57-10 " 3,36-10'17

ре-59 1.0! 10" 2,53 • 10" 2.53 10" 2,53 10" 1,26-10-"

Со-60 1,11 10"" 5,03 • 10 17 5,03 ■ 10" 2,03-10'" 1,01 • 10""

№-63 4,15-Ю"2' 1 ДО -10 " 1,20-10" - 1,20-10"

гп-65 7,7910 20 1,32 • 10" 1,32-10" 5,17-10 16 2,64-10"

У-91 5,58-10" 1,18-10" 1,18-10" 2,38 10" 1.18-10""

гг-95 4,0310-" из -10" 1^3 -10" 1,3- Ю-14 1.33-10""

8Ь-125 1,16 10"" 9,99-Ю" 9,99-10" 6,24-10" 1,00 -10 "

Сз-134 1,7510-" 3,04-10'" 3,04-10" 9,54 • 10" 9,12-10"

С8-137 1Д410"" 1,15-10" 1,15-10" 3,34 Ю-'7 3,44-10"

Се-144 7,52 Ю-" 5,95 • 10 " 5,95-10" 1,27 10" 1,19- 10 "

Ро-210 3,9И0-'5 2,01 • 10" 2,01 • 10'2' 9,08 10" 4,02-Ю20

11з-226 8.3010-17 3,76-10" 3,76-10" 6,04- КГ" 1,88-10"

и-235 1,98-10"" 4,08-10'" 4,08-10" 1.48 -10" 4,08 -Ю"20

Ри-239 4,7910-" 2,19- Ю И 2,19-10"2' 1,72 10-" 2,19-10"2"

Ри-241 5,11 10"" 5,87-10'22 5,87- Ю-21 8,5 • 10*21 5,88- 1020

Аш-242ш 5,37 10*" 1,75-1021 1,75 Ю"20 4,01 • 10" 3,50-10"

Полученные величины дозовых коэффициентов р,, представляющие собой мощность эффективной дозы облучения по j-му пути воздействия при объёмной активности i-ro радионуклида в морской воде 1 Бк/м1, позволяют по величине объёмной активности 1-го радионуклида в воде а, и заданному времени облучения человека по различным рассмотренным путям tj легко определить дозу суммарного радиационного воздействия D„

обусловленную загрязнением воды указанным радионуклидом, D, =aI^p,tJ. При этом КК

i

i-го радионуклида в воде для j-ro пути воздействия КК,. определяется как КК„ = _ где

ПД-предел дозы, составляющий, в соответствии с НРБ-99, для персонала группы А-20 мЗв в год, а для населения-1 мЗв в год, E-квота от годового дозового предела; Tj-планируемое время облучения по j-му пути в течение года. Замена фактического времени облучения на планируемое в течение года, дает выражение для определения КК i-го радионуклида в воде

бухты (эстуария) с учетом различных путей воздействия КК^' = . Значение КК для

i

нескольких радионуклидов с парциальной долей р, вычисляется как КК"' = - КК,"' .

i

С помощью разработанных методов получены наборы значений КК радионуклидов применительно к длительному загрязнению районов моря с различным промысловым значением, а также применительно к воде бухт (эстуариев), где осуществляется производственная деятельность, вследствие которой возможно поступление радионуклидов в окружающую среду.

Приведены результаты исследований формирования зон радиоактивного загрязнения морской среды при затоплении различных АОМТ и при ситуациях, сопровождающихся поступлением радионуклидов за пределы этих объектов в воду Количественные данные, характеризующие масштабы значимого радиоактивного загрязнения акватории, получены для различных гидрологических условий и широкого диапазона значений возможных вследствие аварийных ситуаций негерметичностей конструктивных барьеров безопасности на пути распространения активности от радиационно-опасного оборудования (систем) во внешнюю среду (площади пробоин корпуса АОМТ, корпуса реактора или цистерны ЖРО, площади сечения суммарного отверстия при разгерметизации I контура ЯЭУ или бака-хранилища ОТВС).

Показано, что при затоплении кораблей с ЯЭУ и судов ATO радиоактивное загрязнение морской среды имеет локальный характер При этом установлены следующие закономерности формирования зоны радиоактивного загрязнения морской среды:

- с увеличением скорости придонного течения максимальные размеры зоны уменьшаются;

- большую часть времени существования зоны величины ее основных характеристик (объем, площадь максимальный линейный размер) практически не зависят от сечения отврстия в 1 контуре, причём, с увеличением скорости придонного течения отмеченная особенность проявляется на все более ранних этапах формирования этой зоны.

- для судов ATO максимальные размеры зоны загрязнения при выходе радионуклидов из перевозимых ОТВС слабо зависят от площади пробоины и размеров негерметичности защитных оболочек

- учет трансурановых элементов при определении характеристик зоны загрязнения приводит к 4-6 кратному увеличению интервала времени от начала сброса до локализации загрязнения в зоне гидродинамической тени, не оказывая практически никакого влияния на её максимальные размеры и время их достижения (увеличение не превышает 20%).

Иллюстрацией установленных закономерностей формирования зон радиоактивного загрязнения морской среды является рис 2, отражающий динамику изменения площади зон радиоактивного загрязнения акватории вследствие затопления атомного судна с различными пробоинами в реакторном отсеке корабля при заданной величине негерметичности I контура ЯЭУ для различных скоростей придонных течений

Рис 2 Максимальная площадь зоны радиоактивного загрязнения с уровнем, превышающим КК радионуклидов, при выходе активности из реакторного отсека через пробоины разных сечений 8 при разгерметизации 1 контура ЯЭУ суммарным сечением 10"4 м2 и различных скоростях течения и.

Седьмой раздел содержит информацию о созданном комплексе расчетных методов оценки последствий возможных применительно к существующей номенклатуре радиационно-опасных работ, выполняемых на предприятиях атомного судостроения, аварийных ситуаций на АОМТ, приводящих к выходу радионуклидов в окружающую среду Комплекс методов расчета предназначен для оценки радиационных последствий аварий любой тяжести как непосредственно на АОМТ, так и на радиационно-опасных объектах инфраструктуры самого судостроительного (судоремонтного) предприятия При этом отдельные методы, входящие в комплекс, допускают самостоятельное использование

Расчетные методы, входящие в комплекс, по своему назначению условно могут быть разделены на четыре группы Состав групп и связи между отдельными методами расчета представлены на рис 3, где изображена блок-схема типового алгоритма вычислительных операций при выполнении анализа различных аварий и моделирования их радиационных последствий с указанием необходимого методического обеспечения

Рис 3. Схема расчетного определения параметров радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду при авариях с изменением радиационной обстановки и распространением радионуклидов по АОМТ и выходом за его пределы

Первая группа содержит методы расчета, позволяющие определить состояние аварийного объекта в зависимости от типа аварии и сценария ее протекания Методы данной

группы предназначены для расчета изменения термодинамических параметров сред в аварийных помещениях (температуры и давления), а также динамики и величины утечек из аварийных помещений в смежные помещения и далее за пределы объекта (в атмосферу и гидросферу). В первую очередь, это относится к авариям, связанным с внутренними причинами, и, в частности, авариям на ЯЭУ и пожарам Для аварий, обусловленных внешними воздействиями на АОМТ (попадание ракеты, падение самолета и др ), а также при возникновении непреднамеренного затопления методы этой группы позволяют определить состояние радиационноопасных систем и оборудования, а также оценить изменение состояния этих систем при длительном пребывании объекта на грунте. Данные, полученные в результате расчетов с помощью этих методов, являются исходными при моделировании радиационных последствий как внутри объекта, так и вне его

Вторая группа содержит методы расчета, позволяющие оценить накопление радионуклидов - продуктов деления в активной зоне и ее элементах (для случаев ОЯТ, находящегося в хранилище) с учетом работы установки на разных уровнях мощности' и времени, прошедшего после остановки реактора, а также образование радионуклидов при нейтронной вспышке в случае СЦР Для оценки масштаба СЦР используется методика расчета энерговыделения Степень повреждения и возможного разрушения топливной композиции определяется сценарием развития аварии Данные по величинам накопленной активности в системах и оборудовании ЯЭУ, в хранилищах ОЯТ и ЖРО, полученные с использованием методов этой группы, с учетом характера повреждения твэлов и других защитных барьеров, являются исходными данными для методов расчета третьей группы

Третья группа содержит методы расчета, позволяющие прогнозировать перенос активности по помещениям АОМТ и за его пределами (в атмосфере и в морской среде) на основе данных о характере изменения давления в защитной оболочке ЯЭУ и ряда теплофизических параметров в отсеках (помещениях) с учетом информации об уровне герметичности или степени повреждения защитных барьеров, а также внутрикорпусных и корпусных конструкций объекта.

В третью группу включены методы моделирования переноса радионуклидов по помещениям АОМТ; методы моделирования процессов рассеяния и осаждения радионуклидов при их выбросе в атмосферу и выходе в морскую воду Эти методы формируют исходные данные для методов четвертой группы

Методы четвертой группы предназначены для определения радиационной обстановки в помещениях и вокруг аварийного объекта, а также для определения масштабов радиационного загрязнения объектов окружающей среды (воздуха, поверхности почвы, морской воды) К методам этой группы относятся методы расчета дозы проникающего излучения от аварийного отсека в помещениях АОМТ, методы расчета доз внешнего и

внутреннего облучения персонала в помещениях, смежных с аварийным, обусловленного утечкой радионуклидов и их переносом по помещениям АОМТ, методы расчета радиационного воздействия на персонал и население, обусловленного радиоактивным загрязнением объектов окружающей среды (воздуха, поверхности почвы, морской среды)

В восьмом разделе приведены результаты исследования общих закономерностей в формировании радиационных последствий аварий, типичных для существующей практики строительства, обслуживания АОМТ и принятой концепции утилизации АПЛ Эти результаты наглядно иллюстрируют возможности комплекса расчетных методов, описанного в предыдущем разделе диссертации С помощью предложенного комплекса расчетных методов в соответствии с типовым перечнем аварий получены количественные характеристики радиационных последствий аварий, которые могут быть использованы для оценок масштабов этих аварий и величин ожидаемого радиационного риска для человека (персонала предприятий и населения). Масштабы последствий этих аварийных ситуаций сопоставлены с масштабами ожидаемого радиационного риска, соответствующими шкале событий МАГАТЭ для атомных станций Выполнены оценки величин радиационного риска на примере аварийных ситуаций с воздушным выбросом радионуклидов

Показано, что большинство нештатных ситуаций и проектных аварий, характеризующихся достаточно высокой вероятностью, носят локальный характер Эти ситуации не могут нанести ущерб окружающей среде и оказать на население радиационное воздействие, превышающее допустимые уровни, регламентированные действующими нормативными документами.

Наиболее опасное воздействие на население и окружающую среду связано с авариями, которые могут возникнуть при перегрузке активных зон реакторов действующих АПЛ и выгрузке ОЯТ с утилизируемых АПЛ. Эти аварии сопровождаются выбросом в атмосферу, суммарная активность которого превышает 1,5 тыс. ТБк, что приводит к высоким уровням облучения населения и остаточного загрязнения поверхности на расстоянии до 10 км и более от места аварии в угловом секторе раствором порядка 30°, ориентированном по направлению ветра, имевшему место в период аварии За пределами указанного сектора уровни облучения и загрязнения поверхности, как правило, не превышают предельных величин Оценены характерные для предприятий атомного судостроения (судоремонта) величины протяжённости и границ возможных зон радиационной аварии (ЗРА) за пределами территории этих предприятий.

Результаты восьмого раздела позволили классифицировать все наиболее значимые нештатные и аварийные ситуации, возможные на предприятиях атомного судостроения (судоремонта), в соответствии с ожидаемыми радиационными последствиями. Отмечено, что последствия наиболее серьезных аварий, возможных в условиях рассматриваемых предприятий, для населения и окружающей среды не превышают по шкале ядерных инцидентов и аварий МАГАТЭ уровня 5 «Авария, опасная для окружающей среды».

В приложении 1 к диссертации приведены результаты моделирования возможного загрязнения объектов природной среды при длительном хранении на плаву вырезанных реакторных отсеков утилизируемых АПЛ

В приложении 2 к диссертации 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

В заключении к диссертации сформулированы важнейшие выводы и перечислены основные результаты работы Полученные результаты показали, что созданный на основе физико-математического моделирования процессов переноса радионуклидов и ионизирующего излучения в различных материальных средах комплекс расчетных методов оценки факторов радиационного воздействия АОМТ и строящих, ремонтирующих и утилизирующих эти объекты предпрятий на персонал, население и окружающую среду может успешно применяться к решению широкого класса задач обоснования и обеспечения безопасности не только АОМТ на всех этапах их жизненного цикла, начиная от проектирования и кончая утилизацией, но и любых потенциально ядерно- и радиационно-опасных технологий и операций, используемых на предпрятиях атомного судостроения.

СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1 Кучин Н.Л., Попков К К, Трофимов И.Н Алгоритм моделирования комптоновского рассеяния в методе Монте-Карло с учетом поляризации гамма-квантов «Атомная энергия», 1976, т.40, вып.З, с.249.

2 Кучин Н Л., Попков К К., Трофимов И Н Расчет факторов накопления при глубоком проникновении гамма-излучения. Атомная энергия, т 44, Вып 3, 1978, с.248

3 Бутуева И Н., Кучин Н Л , Попков К К , Трофимов И Н О факторах накопления гамма-излучения энергии б-10 МэВ на больших глубинах свинцовой защиты Атомная энергия, т.45, вып. 2,1978, с.125.

4 Кучин Н Л , Попков К.К, Трофимов И Н Влияние тормозного излучения на факторы накопления при глубоком проникновении гамма-квантов. Известия Академии наук БССР. Серия физико-энергетических наук, №2, 1978, с.5.

5 Бродер Д Л., Куликов В И., Кучин Н Л. и др. Исследование факторов накопления гамма-излучения цилиндрических блоков защиты Атомная энергия, т 35, вып.6, 1973г, стр.437

6 Бродер Д Л, Козловский С А, Куликов В И , Кучин Н Л и др Исследование зависимости фактора накопления гамма-излучения от радиуса цилиндрических блоков защиты, находящихся в рассеивающей среде Атомная энергия, т.38, вып.З, 1975г, стр.170.

7 Бродер Д Л , Козловский С А, Куликов В И , Кучин Н Л и др Исследование прохождения гамма-излучения в цилиндрических блоках защиты Сборник "Радиационная безопасность и зашита АЭС", вып 1,с 127 Атомиздат 1976г

8 Киселев Ю В , Козловский С А , Кучин Н Л , Попков К К Энергетические и угловые распределения плотности потока гамма-излучения за водными барьерами различной толщины Вопросы дозиметрии и защиты от излучений, вып 13, Атомиздат 1979 с.106

9 Кучин Н Л , Попков К К , Трофимов И Н Об угловом распределении мощности дозы гамма-излучения при глубоком проникновении Атомная энергия, т 47, вып. 6,1979, с.396

10 Гану л МН, Кучин НЛ, Сергеев ИВ, Кузнецов ЮВ, Легин В К О контрольных концентрациях техногенных радионуклидов в морской воде Экологическая химия, № 3, 1999 г.

11 Ганул М Н , Кучин Н Л , Сергеев И. В Определение допустимого техногенного радиоактивного загрязнения воды бухт при эксплуатации атомных объектов морской техники Атомная энергия, т 89, вып 5, ноябрь 2000 Стр 396-403

12 Ганул М Н , Кучин Н Л , Сергеев И В Исследование формирования радиоактивного загрязнения морской воды при затоплении атомного судна в открытом море. Атомная энергия, том 81, вып 4, 1996 г., с 282.

13 Ганул МН, Кучин НЛ, Сергеев ИВ Радиационные последствия затопления судов атомно-технологического обслуживания. Атомная энергия, том 85, вып. 3, 1998 г., с 238

14 Ганул М Н , Кучин Н.Л , Сергеев И В Повышение безопасности судов атомно-технологического обслуживания с целью снижения возможных последствий их затопления Труды между-народной конференции «Военно-морской флот и судостроение в современных условиях», С -Петербург, 26-29 февраля 1996 г, секция В, стр В2-6-1

15 Ганул М Н , Кучин Н Л , Мучников Б А и др Некоторые проблемы радиационной безопасности транспортов для перевозки и переработки радиоактивных отходов Радиационная и химическая безопасность кораблей и судов 1995г , №28 (1), стр 92

16 Ганул М Н , Кучин Н.Л , Сергеев И В Оценка радиационных последствий затопления судов атомно-технологического обслуживания Доклады международного семинара «Послесловие к «Белой книге» (комиссия Яблокова)» Н Новгород, 19-21 января 1998 г Н Новгород, 1998 г, стр.54-59

17 Ганул М Н , Кучин Н.Л., Сергеев И В Критерии оценки радиоэкологической опасности атомных объектов судостроения для морской среды Труды Второй международной конференции по судостроению - 1С5'98 С-Петербург 1998 г, секция И, том 1, стр. 251-256.

18 Ганул М Н , Кучин Н.Л..Сергеев И В Критерии оценки загрязнения морских вод при эксплуатации ядерно-технических установок и обращении с радиоактивными отходами. УП Российская научная конференция «Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок», Обнинск, 22-24 сентября 1998 г Тезизы докладов конференции, стр. 260

19. Ганул М Н , Кучин Н JT, Сергеев И В Радиационные последствия затопления атомного судна в море Труды Второй международной конференции по судостроению - ICS'98 С-Петербург 1998 г, секция D, том 1, стр 305-310

20 Ганул М.Н , Кучин Н Л , Сергеев И В. Струев В П О допустимом радиоактивном загрязнении акваторий предприятий, осуществляющих утилизацию атомных подводных лодок Международный семинар «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок» 4-9 июля 2001 г Северодвинск. Сб.тезисов докладов, стр 153

21 Mihail Ganul, Nickolay Kuchin, Igor Sergeev Radiation situation at a place of deluging nuclear submarine as a result of accident because of the common causes Вторая международная конференция «Военно-морской флот и судостроение в современных условиях» Безопасность на море NSN'2001 Proceedings 4-6 декабря 2001, Санкт-Петербург, Россия, стр 202-204

22 Ганул М Н, Кучин Н Л., Платовских Ю А., Сергеев И.В Моделирование процессов радиоактивного загрязнения бухты после радиационной аварии Атомная энергия т 92, вып.5 2002г., стр 380-386

23 Blekher A Y, Kuchin N.L., Sergeev I V Radiological consequences of radionuclides discharge' in water environment at afloat storage of cut-off reactor compartments of nuclear powered ships Международная конференция «Nuclear risks, environmental and development cooperation in the North of Europe» Proceedings from conference in Apatity, 1999, p. 15

24. Санитарно-защитные зоны и зоны наблюдения предприятий атомного судостроения Условия эксплуатации и обоснование границ. Методические указания МУ 2.6 1 36-2002 М, Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем, 2002. (Разработчики: Антипин Е.Б., Блехер А Я, Быченков B.C., Кучин Н.Л. и др.)

25 Балабин В П , Воронов В С., Кучин Н.Л, Сергеев И.В Разработка комплекса методик для анализа внутренних процессов и радиационных последствий в системе "АЭУ-корабль-окружающая среда" в аварийных ситуациях Труды международной конференции «Военно-морской флот и судостроение в современных условиях», С -Петербург, 26-29 февраля 1996 г., секция В, стр В2-4-1

26 Звонарев Б М, Кучин Н Л , Рылов М И, Сергеев И.В Обеспечение радиационной безопасности населения при строительстве и проведении испытаний кораблей и судов с АЭУ на судостроительных предприятиях Радиационная и химическая безопасность кораблей и судов 1995 г., Ks28 (1), стр. 158

27.Блехер А Я., Кучин Н.Л., Сергеев И.В. Анализ радиационного риска на этапах вывода из эксплуатации и комплексной утилизации АПЛ. Медицина экстремальных ситуаций 2001г №4(11), стр.7-12

28 Звонарев Б М, Кучин Н Л, Рубанов С М, Сергеев И В. Обеспечение радиационной безопасности населения при строительстве и проведении испытаний кораблей и судов с ЯЭУ на судостроительных предприятиях, расположенных в черте городской застройки Международная научная конференция "Ядерная энергия и безопасность человека" NE-93, г Нижний Новгород 1993 г. Рефераты конференции, стр 201

29 Звонарев Б М , Кучии Н J1 , Сергеев И В. Оценка радиационных последствий аварийных ситуаций, возможных при строительстве, ремонте и проведении испытаний кораблей и судов с ЯЭУ Научно-практическая конференция РАН "Критерии экологической безопасности" С -Петербург 1994г Материалы конференции, стр192

30 Кучин Н Л ,Петухов В В . Попков К К Анализ радиационного воздействия различных методов разделки выведенных из эксплуатации АПЛ VII Российская научная конференция «Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок», Обнинск, 22-24 сентября 1998 г. Тезизы докладов конференции, стр. 399.

31 Блехер А Я , Кучин Н Л , Сергеев И В Радиационные последствия аварий при утилизации АПЛ на судостроительных предприятиях Труды Второй международной конференции по судостроению - ICS'98, С.-Петербург, 24-26 ноября, 1998 г, секция D, том 1, стр 233

32 Кучин, Петухов В В., Попков К К. Сравнительный анализ радиационно-экологического воздействия на персонал и окружающую среду при реализации процессов разделки АПЛ Труды Второй международной конференции по судостроению - ICS'98. С-Петербург, 24-26 ноября, 1998 г., секция D, том 1, стр.277

33. Балабин В.П , Блехер А Я , Кучин Н.Л., Сергеев И.В Анализ радиационного риска за счет аварий, возможных при выгрузке отработанного ядерного топлива из утилизируемых АПЛ на дальневосточном заводе «Звезда» Международная научно-техническая конференция «Экологические проблемы утилизации АПЛ и развитие ядерной энергетики в регионе».г. Владивосток Сентябрь 2002г Тезисы докладов стр.118

34 Блехер А Я, Кучин Н Л , Попков К К., Рубанов С.М, Сергеев И.В. Обоснование радиационной безопасности при эксплуатации плавучего комплекса по переработке жидких радиоактивных отходов «Ландыш». Международная научно-техническая конференция «Экологические проблемы утилизации АПЛ и развитие ядерной энергетики в регионе», г. Владивосток Сентябрь 2002г Тезисы докладов, стр.52.

35 Кудинович И В , Кучин Н Л , Струев В П Моделирование аварийных процессов в судовых ядерных энергетических установках. Издательство Санкт-Петербургского государственного университета. 1998г, 62 стр.

36. Кучин Н.Л , Струев В П. Моделирование процессов взаимодействия и численные методы расчета переноса излучения в веществе. Издательство Санкт-Петербургского государственного университета. 1999г, 123 стр.

37 Блехер А.Я., Кучин Н Л. Анализ радиационного риска на этапах вывода из эксплуатации и комплексной утилизации АПЛ Материалы конференции МОРИНТЕХ-2001, Санкт-Петербург, 2, стр 251-254

38 Кучин Н Л , Струев В П. Учет влияния некоторых процессов взаимодействия в расчетах переноса излучения в веществе Нелинейные проблемы механики и физики деформируемого твердого тела, вып 6 Санкт-Петербургский государственный университет, 2002, стр. 100-115.

1

I

«

РНБ Русский фонд

2006-4 32023

!7 фВ Ш (ЧАЛ

V V

V

ВВЕДЕНИЕ.

ЧАСТЬ 1. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ И ПЕРЕНОСА ИЗЛУЧЕНИЯ В ОДНОРОДНЫХ И НЕОДНОРОДНЫХ СРЕДАХ.

1. ЧИСЛЕННЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ГЛУБОКОГО ПРОНИКНОВЕНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ.

1.1. Обзор основных методов решения задач глубокого проникновения.

1.2. Sn-метод в расчетах поля гамма-излучения.

1.2.1. Алгоритм численной реализации Sn -метода.

1.2.2. Влияние факторов, обусловленных численной реализацией Sn-метода при применении его к задачам о глубоком проникновении.

1.3. МЕТОД МОНТЕ-КАРЛО В РАСЧЕТАХ ПОЛЯ ИЗЛУЧЕНИЯ ПРИ ГЛУБОКОМ ПРОНИКНОВЕНИИ ГАММА-КВАНТОВ.

1.3.1. Математическая формулировка моделирования процесса переноса гамма-квантов в веществе с помощью метода Монте-Карло.

1.3.2. Оценки поля излучения на больших расстояниях от источника.

1.3.3. Вычисление плотности потока в точке.

2. ИССЛЕДОВАНИЕ ПОЛЯ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ РАССМАТРИВАЕМЫХ ЧИСЛЕННЫХ МЕТОДОВ.

2.1. Метод Монте-Карло в задачах глубокого проникновения гамма-квантов в однородных средах.

2.2. Метод Монте-Карло в задачах прохождения гамма-излучения в протяженных блоках защиты с ограниченными поперечными размерами.

2.3. Sn-метод в задачах глубокого проникновения гамма-квантов в однородных средах.

2.3.1. Факторы накопления гамма-излучения.

2.3.2. Энергетические и угловые распределения плотности потока гамма-излучения за водяными барьерами различной толщины.

2.3.3. Дифференциальные энергетические распределения гамма-излучения.

2.3.4. Угловое распределение мощности дозы гамма-излучения.

2.4. Физические процессы и их роль в переносе гамма-излучения.

2.4.1. Вклад аннигиляционного излучения.

2.4.2. Роль учета тормозного излучения.

2.4.3. Учет процесса когерентного рассеяния.

2.4.4. Роль учета флуоресцентного излучения.

2.4.5. Учет эффектов поляризации гамма-излучения.

3. АНАЛИЗ ОБУСЛОВЛЕННЫХ УЧЕТОМ ТРЕХМЕРНОЙ ГЕОМЕТРИИ ВОЗМУЩЕНИЙ ПОЛЯ ИЗЛУЧЕНИЯ ВНУТРИ ОБЛУЧАЕМОГО СНАРУЖИ ПОМЕЩЕНИЯ КОНЕЧНОГО ОБЪЕМА.

3.1. Модель учета влияния неодномерности объекта в расчетах поля излучения внутри него.

3.1.1. Геометрическая модель.

3.1.2. Математическая модель.

3.2. Эффективность метода и его экспериментальное обоснование.

3.3. Выводы по первой части.

ЧАСТЬ 2. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ АТОМНЫХ ОБЪЕКТОВ В ПРОБЛЕМЕ БЕЗОПАСНОСТИ МОРСКОЙ

СРЕДЫ.

4. ИСТОЧНИКИ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МОРСКОЙ СРЕДЫ.

4.1. Защитные барьеры АОМТ относительно выхода радионуклидов во внешнюю среду.

4.2. Процессы переноса радионуклидов через защитные барьеры.

4.3. Производительности источника выхода радионуклидов.

5. РАСПРОСТРАНЕНИЕ РАДИОНУКЛИДОВ В МОРСКОЙ СРЕДЕ.

5.1. Уравнения переноса радионуклидов в морской воде.

5.2. Уравнение переноса радионуклидов в донных осадках.

5.3. Граничные условия на границе дно-вода.

5.4. Определение коэффициентов уравнений по экспериментальным данным.

5.4.1. Коэффициенты турбулентного обмена.

5.4.2. Коэффициенты распределения.

5.4.3. Скорость осаждения взвеси.

5.4.4. Эффективная скорость осаждения взвеси и скорость осадконакопления.

5.4.5. Коэффициенты диффузии в донных осадках.

5.5. Применение уравнений переноса радионуклидов.

5.5.1. Перенос радионуклидов в придонном слое.

5.5.2. Перенос радионуклидов в толще морской среды.

6. КРИТЕРИИ ДОПУСТИМОГО ТЕХНОГЕННОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МОРСКОЙ СРЕДЫ И РАДИАЦИОННЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ЗАТОПЛЕНИЯ АОМТ.

6.1. Особенности облучения человека, связанного с загрязнением морской среды.

6.2. Допустимое радиоактивное загрязнение воды в районах морского промысла.

6.3. Допустимые уровни техногенного радиоактивного загрязнения воды бухт и эстуариев при эксплуатации АОМТ.

6.4. Радиационные последствия затопления АОМТ.

6.4.1. Положение границы зоны радиоактивного загрязнения.

6.4.2. Радиационные последствия затопления атомного судна в море.

6.4.3. Радиационные последствия затопления судна АТО.

6.5. Выводы по второй части.

ЧАСТЬ 3. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ ПРЕДПРИЯТИЙ АТОМНОГО СУДОСТРОЕНИЯ НА ПЕРСОНАЛ, НАСЕЛЕНИЕ И ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ.

7. МЕТОДЫ РАСЧЕТОВ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИЙ.

7.1. Состав комплекса методов расчета.

7.2. Исходные данные комплекса методов расчета.

7.3. Моделирование состояния аварийного объекта в зависимости от типа аварии и сценария ее протекания.

7.3.1. Расчет термодинамических параметров среды в аварийных помещениях.

7.3.2. Состояние радиационно-опасного оборудования и систем при затоплении и внешних воздействиях.

7.4. Определение характеристик источника радионуклидов.

7.4.1. Расчет накопления продуктов деления в активной зоне.

7.4.2. Расчет энерговыделения при СЦР.

7.5. Перенос активности по помещениям, утечка в окружающую среду.

7.5.1. Концентрация радионуклидов в защитной оболочке и смежных помещениях.

7.5.2. Перенос радионуклидов внутри затопленных атомных объектов.

7.6. Рассеяние и осаждение радионуклидов при их выбросах в атмосферу.

7.6.1. Приземные концентрации и плотность отложения радионуклидов на поверхность при постоянных выбросах.

7.6.2. Рассеяние и осаждение радионуклидов при аварийных выбросах.

7.6.3. Концентрация радионуклидов в факеле выброса в окружающую среду.

7.7. Радиационная обстановка в помещениях корабля и в окружающей среде.

7.7.1. Метод расчета дозы гамма-излучения в помещениях корабля.

7.7.2. Облучение от выброса радионуклидов в окружающую среду.

8. РАДИАЦИОННЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ АВАРИЙ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ АТОМНОГО СУДОСТРОЕНИЯ И СУДОРЕМОНТА.

8.1. Последствия аварии с потерей теплоносителя на корабле с ЯЭУ.

8.2. Последствия при падении перегрузочного контейнера при выгрузке ОЯТ.

8.2.1. Выгрузка ОЯТ из утилизируемой АПЛ.

8.2.2. Выгрузка ОЯТ из ремонтируемой АПЛ.

8.3. Пожар в энергетическом отсеке утилизируемой АПЛ и в хранилище ЖРО.

8.3.1. Локальный пожар в энергетическом отсеке утилизируемой АПЛ.

8.3.2. Общий пожар в энергетическом отсеке утилизируемой АПЛ.

8.3.3. Пожар в хранилище ЖРО.

8.4. Аварийный выброс газа из системы газа высокого давления АПЛ.

8.5. Аварии с выходом радионуклидов в акваторию.

8.5.1. Несанкционированный сброс в акваторию ЖРО.

8.5.2. Затопление АПЛ с не выгруженной активной зоной.

8.5.3. Затопление спецтанкера в акватории предприятий.

8.5.4. Разрушение хранилища ЖРО.

8.6. Радиационные последствия выброса при СЦР.

8.7. Оценка масштаба радиационных последствий аварий.

8.7.1. Оценка масштабов аварий в соответствии со шкалой МАГАТЭ.

8.7.2. Радиационный риск аварий с воздушным выбросом радионуклидов.

8.8. Зона радиационной аварии.

8.9. Выводы по третьей части.

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 1млн.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:

1. Выбору и обоснованию (в случае необходимости) допустимых уровней радиационного воздействия на человека (доза, мощность дозы, радиоактивное загрязнение) и природную среду ( радиоактивное загрязнение).

2. Определению источников и путей радиационного воздействия на человека и окружающую среду АОМТ на всех этапах их жизненного цикла с учетом возможных аварийных ситуаций.

3. 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).

4. 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 прг блемы 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 i снижению воздействия

Методы расчёта переноса излучения в веществе с учётом различных процессов взаимодействия

Методы расчёта переноса радио нуклидов внутри АОМТ и вне

ИХЛ радиоактивное загрязнение) но

Разработаны н реализованы модели, алгоритмы, методы •

Перечень и сценарии протекания аварий Определения допустимых уровней загрязнения морской среды Решения уравнения переноса Sn-методом и методом Монте-Карло Учёта вторичных процессов взаимодействия излучения с веществом Расчёта влияния на облучение неодномерного объекта Переноса излучения внутри АОМТ Переноса нуклидов в морской среде Расчёта облучения при авариях с выходом нуклидов

Изучены общие закономерности и получены количественные характеристики:

Облучения человека при загрязнении морской среды Формирования поля у-излучения при больших глубинах проникновения Влияния вторичных процессов взаимодействия излучения с веществом Формирования зоны загрязнения морской среды при авариях АОМТ Формирования последствий аварий на предприятиях атомного судостроения

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. tjj

Автор защищает:

1. 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.

2. Результаты исследования общих закономерностей формирования поля гамма-излучения при больших глубинах его проникновения в однородных и неоднородных протяженных композициях защиты.

3. 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.

4. Расчетную модель учета влияния в расчетах поля излучения внутри объекта его неодномерности, основанную на применении методов теории возмущения с использованием решений сопряженного уравнения переноса.

5. 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.

6. Методы определения количественных показателей, определяющих допустимый уровень радиоактивного загрязнения морской среды, с учетом связанных с этим видом загрязнения особенностей радиационного воздействия на человека.

7. 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.

8. 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.

9. 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 Sn -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, 290292,302], 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 локладов [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].

3.3. Выводы по первой части

Разработан реализованный в виде программы алгоритм численной реализации. Sn-метода для решения кинетического уравнения Больцмана переноса излучения в веществе.

Определено влияние различных факторов, обусловленных численной реализацией Sn-метода, при применении его к задачам глубокого проникновения излучения в веществе. Обоснована применимость метода в ЭбРб -приближении для решения этого класса задач для глубин проникновения излучения до 50 д.с.п. с приемлемой точностью.

На примере рассмотрения переноса гамма-излучения в однородных средах обосновано использование метода Монте-Карло в виде модификации, предусматривающей задание первого столкновения квантов с атомами среды равномерным по области переноса наряду с глубокой степенью их "расщепления" для получения количественных оценок характеристик поля излучения на глубинах проникновения до 40 д.с.п.

При решении методом Монте-Карло задач переноса излучения в протяженных неоднородных композициях вещества, для которых характерно наличие сильных градиентов характеристик поля излучения, предложен простой способ "смещения" традиционной оценки функционалов поля излучения в точке для устранения расходимости ее дисперсии.

Методом Монте-Карло исследовано прохождение гамма-квантов в протяженных материальных средах с ограниченными поперечными размерами. Предложены аналитические аппроксимационные формулы, допускающие определение характеристик поля гамма-излучения для таких случаев. Для энергий гамма-излучения, соотвествующего спектру ЯЭУ, средняя погрешность расчетов по этим формулам не превышает 30%, а результаты расчетов удовлетворительно согласуются с результатами экспериментов.

Исследовано детальное изменения поля гамма-излучения с глубиной проникновения Sn-методом в 8бРб~приближении. Изучены особенности формирования поля излучений в однородных средах протяженностью до 50 д.с.п. для набора элементов с широким интервалом изменения атомного номера Получен большой объем информации о различных интегральных и дифференциальных характеристиках поля излучения. Отмечен ряд физических закономерностей изменения этих характеристик с ростом глубины проникновения излучения в различных веществах. Сравнение численных результатов, полученных с помощью Sn-метода, с результатами расчетов методом Монте-Карло, а также результатами экспериментальных исследований по изучению энергетических и угловых распределений излучения позволило сделать заключение об ожидаемых величинах погрешности расчетов Sn-метода.

Разработаны и реализованы алгоритмы физико-математического моделирования ранее не учитываемых в расчетах процессов взаимодействия гамма-излучения с веществом с целью оценки их влияния. С помощью Sn-метода и метода Монте-Карло проведены расчетные исследования по определению влияния на дозовые характеристики поля излучения при прохождении через вещество гамма-излучения с энергиями, не превышающими 10 МэВ, таких процессов,как: аннигиляция пары "электрон-позитрон"; образование тормозного и флуоресцентного излучений; когерентное рассеяние и комптоновское рассеяние с учетом поляризации гамма-квантов. Получены количественные данные, позволяющие характеризовать физические особенности влияния этих процессов на перенос гамма-излучения с энергиями, типичными для ЯЭУ.

Разработан и реализован основанный на использовании решений одномерных прямого и сопряженного уравнений переноса метод расчетного определения вклада в величину поля излучения внутри помещения, обусловленного многократно рассеянным от всех ограничивающих это помещение поверхностей излучением, при облучении извне одной из поверхностей. Проведено исследование эффективности метода, выполнено его экспериментальное обоснование.

Анализ результатов проведенных расчетных и экспериментальных исследований позволяет сделать следующие выводы:

1. Показано, что с ростом глубины проникновения роль влияния на характеристики поля излучения ряда не учитываемых ранее вторичных процессов таких, как возникновение тормозного и флуоресцентного излучений, может быть определяющей, особенно, при рассмотрении задач, связанных с прохождением гамма-квантов в веществе с большим атомным номером (расчет свинцовой защиты). Вклад тормозного излучения становится существенным при начальной энергии первичных гамма-квантов, превышающей 6,0 МэВ, и возрастает с увеличением энергии и атомного номера вещества. Вклад флуоресцентного излучения становится существенным при энергии первичных гамма-квантов, меньшей 0,2 МэВ, и возрастает с уменьшением последней. При этом в зависимости вклада тормозного излучения в величину дозовых характеристик от глубины проникновения отмечаетсясуществование максимума, положение которого сдвигается в сторону больших глубин проникновения при увеличении энергии излучения.

2. Выявлена закономерность в поведении энергетических угловых распределений гамма-излучения за протяженными защитными барьерами, состоящая в том, что для глубин проникновения, превышающих 20 д.с.п., угловые распределения стабилизируются и для интервала углов 0<9<90° описывается функцией вида е"0/е° с коэффициентом 0о, зависящим от энергии источника и рассматриваемого вещества.

Отсутствие зависимости вида данной функции от толщины водного барьера позволяет использовать ее для оценок углового распределения плотности потоков гамма-излучения различной энергии, выходящего с поверхности легкого корпуса АПЛ, что обеспечивает корректный расчет радиационной обстановки при совместном базировании атомных кораблей, при.доковании АПЛ, а также при организации спасательных или водолазных работ при нахождении АПЛ на грунте. Универсальность данной рекомендации обеспечивается слабым различием в форме относительных угловых распределений мощности дозы гамма-излучения на легком корпусе АПЛ в случае работающей и остановленной ЯЭУ.

ЧАСТЬ 2. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ АТОМНЫХ ОБЪЕКТОВ В ПРОБЛЕМЕ БЕЗОПАСНОСТИ

МОРСКОЙ СРЕДЫ.

Вторая половина XX века характеризуется усилением антропогенного воздействия на гидросферу в результате загрязнения морей и океанов различными веществами, включая радиоактивные вещества техногенного происхождения.

Сведение к минимуму возможного радиационного воздействия АОМТ на морскую среду и население требует проведения комплекса работ по предварительной оценке этого вида воздействия на всех этапах их жизненного цикла, включая утилизацию. Такие работы могут быть выполнены при наличии методов расчета последствий радиационных аварий на море, основанных на математическом моделировании ряда физических процессов и позволяющих учитывать конструктивные особенности различных типов АОМТ.

В настоящее время, помимо АПЛ, в эксплуатации, а также в стадии проектирования и постройки находятся АОМТ других типов (надводные корабли и суда с ЯЭУ, суда АТО, плавучие атомные энергоблоки и т.п.), имеющие на борту большое количество как ядерно- и радиационно-опасного оборудования, так и твёрдых и жидких радиоактивных отходов. Особенности конструкции конкретных АОМТ в случае аварии в значительной мере определяют мощность источника активности, поступающей за пределы аварийного объекта.

Прогноз радиационных последствий аварий АОМТ требует создания новых методов расчётного моделирования процессов переноса радионуклидов в природной среде с учетом таких специфических условий, как скорости и направления течений, высоты приливов, сорбция радионуклидов взвесью, их диффузия в донные осадки и вымывание из донных осадков, аккумулирование радионуклидов гидробионтами.

Проведение указанных расчётных оценок требует выполнения математического моделирования ряда физических процессов, в числе которых:

1) выход радионуклидов из первичного источника (ядерного топлива, цистерн ЖРО и т.п.);

2) перенос радиоактивных веществ внутри аварийного АОМТ до их выхода за пределы объекта с учетом его конструктивных особенностей;

3) перенос радиоактивных примесей в системе «морская вода — донные отложения» при различных гидрологических условиях.

Кроме того, для определения масштабов загрязнения морской среды необходимо иметь количественную информацию о допустимых уровнях ее радиоактивного загрязнения.

1. Защитные барьеры АОМТ относительно выхода радионуклидов вовнешнюю среду.

2. Для кораблей и судов с ЯЭУ такими барьерами являются следующие конструктивные элементы:

3. Топливная композиция и оболочка тепловыделяющего элемента (твэл) активной зоны ядерного реактора.

4. Прочно-плотные конструкции 1 контура ЯЭУ.

5. Прочно-плотная конструкция аппаратной выгородки ЯЭУ (защитная оболочка).

6. Переборки центрального (реакторного) отсека.

7. Корпусные конструкции других отсеков корабля (переборки, настилы, прочный корпус).

8. По аналогии с кораблями (судами) с ЯЭУ для судов АТО могут быть определены следующие барьеры:

9. Топливная композиция и оболочки ОЯТ.

10. Конструктивные элементы чехлов для хранения ОТВС.

11. Конструктивные элементы хранилищ ОТВС.

12. Корпусные конструкции судна.

13. Для перевозимых на судах АТО жидких радиоактивных отходов можно определить только два защитных барьера: корпус цистерны ЖРО и корпусные конструкции судна.

14. Процессы переноса радионуклидов через защитные барьеры.

15. Аварии АОМТ, приводящие к выходу радионуклидов в морскую среду, сопровождаются частичным или полным разрушением защитных барьеров и, как следствие этого, появлением непосредственного контакта радиоактивных материалов с морской водой.

16. Здесь а-относительная скорость выхода радионуклидов (с"1), Ajo-начальная активность i-ro радионуклида в топливной композиции. Из выражения (4.4) видно, что рассматриваемый цилиндр полностью прокорродирует за время Т0 = pRo/k.

17. Здесь S(t) сумма всех членов разложения, начиная с третьего. Из выражения (4.5) видно, что F2(t)=Fi(t)+S(t) и, следовательно, погрешность 5=S(t)/Fi(t).

18. Относительная погрешность определения Qi при замене в выражении (6.4) разности Fi на экспоненту F2 составляет (25+52).-1)" ( t Y

19. Общий член ряда (4.5) можно записать в виде--— .n! IJJ

20. Выражение для производительности активной зоны как источника i-ro радионуклида для внешней среды в случае указанной замены запишется в виде

21. Q, =а-А10-ехр{-(Х; +cc)-t}. (4.6)

22. Здесь Aio-начальная активность i-ro радионуклида в активной зоне реактора, a=2k/pRo-постоянная выхода радионуклидов из ядерного топлива при его растворении вследствие коррозии в морской воде.

23. Уравнение, описывающее, в соответствии с предлагаемой моделью, изменение активности i-ro радионуклида А| в активной зоне, можно представить в видеd А+а)-А(. (4.7)at

24. При этом предполагается, что, как было сказано выше, все радионуклиды распределены в объёме топлива равномерно и выходят в воду со скоростью растворения топливной композиции вследствие коррозии.

25. Таким образом, постоянная времени переноса радионуклидов через k-тый защитный барьер представляет собой сумму постоянных времени, характеризующих перечисленные выше процессы, a,k = a^д + (Xk,r + ctk.eu

26. Здесь п=705 год"'-число приливов в году, h-разность высот прилив-отлив, выраженная в метрах, v-удельный объём воды на глубине Н, р и Т-давление и температура воды.

27. Из структуры выражения (4.10) видно, что величина постоянной выхода за счёт приливно-отливных процессов не зависит от характеристик конкретного барьера и ограниченного им помещения.