Оцінка транскордонного впливу викидів радіоактивних речовин у атмосферне повітря з Южно-Української аес 1




страница3/15
Дата06.06.2016
Размер2.15 Mb.
1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   15

Виснаження шлейфу

Сухе осадження


Сухе осадження змодельоване таким чином: Rcух = Vг∙A, де Rcух – швидкість осадження радіонукліда на одиницю площі (Бк/(м2∙с)); Vг – швидкість осадження (м/с); A – концентрація радіонуклідів у повітрі в приземному шарі (Бк/м3).

Вологе осадження


Частка частинок, обложених з шлейфу за допомогою дощу або снігу, моделюється наступним рівнянням:

Rвл = ,

де: Rвл – швидкість осадження на поверхню (Бк/(м2с));  – коефіцієнт вимивання (с–1); – активність радіонуклідів, залишилася в шлейфі по досягненні цікавої точки (х (м) від точки викиду) за весь час (t) (Бк/м3):

, (1.5)

,

,

fвл = Pсух/(Pсух+Pвл),

Pсух и Pвл – ймовірності сухої та вологої погоди, відповідно;  – кутова ширина сектора, рад;  – середня швидкість вітру.

Фактор виснаження


Частка видалених з шлейфу радіонуклідів:

F = Fвл  Fсух  Fрас .

Частка видалення радіонуклідів за допомогою опадів:

Fвл = .

Частка видалених з шлейфу радіонуклідів за рахунок сухого осадження:

,

де при z(x) < L, і F0cух(x) = F0cух(xL)-(x-xL)/L при z(x)  L. Тут xL таке, при якому z(xA) = L.

Частка зменшення кількості радіонуклідів в шлейфі за рахунок радіоактивного розпаду становить:

Fрас = exp(-x/). Концентрації дочірніх продуктів розраховуються заміною Q на QRд у рівнянні (1.6), де:



,

тут д, м –. постійні розпаду дочірнього і материнського радіонукліда, відповідно


Модель міграції для с/г рослин


Схема міграції наведена на рис. 1.2. Ланка 1 являє собою орний шар ґрунту з рівномірно розподіленою активністю. 2 – надземні частини рослин, безпосередньо забруднені випадіннями, 3 – надземні частини рослин, забруднені частками ґрунту, що потрапили на них при збиранні врожаю, 4 – коренева система рослин, 5 – шар ґрунту нижче горизонту, що містить корени. Константи kij-1) відповідають переходам між ланками в результаті наступних процесів: k12 – вторинного пилоутворення; k21 – здування вітрів і змивання дощем; k13 – забруднення надземних частин рослин частинками ґрунту в момент збирання врожаю ; k14 – надходження внаслідок кореневого засвоєння; k15 – стоку за межі кореневого шару ґрунту; k22, k33, k44 – періодичної збирання врожаю; k31, k41 – формальні константи переносу, що забезпечують пропорційність змісту нуклідів в ланках 1, 3, 4. Значення констант переходу наведені в табл. 1.3 і 1.4.

Таблиця 1.3 – Константи переносу для с/г рослин загальні для всіх хімічних елементів, с-1

Константа переносу

Зернові

Інші с/г рослини

Константа переносу

Зернові

Інші с/г рослини

k12

7–9

7–9

k41

1

1

k21

2,7–4

2,7–4

k15

2,2–10

2,2–10

k13

8,9–9

4,4–8

k22, k33

3,2–8

3,2–8

k31

1

1

k44

3,2–8

3,2–8



Ланка 2


k12




Ланка 1

k21


k31




Ланка 3

k13

k15



k14




k41

Ланка 4




Ланка 5


Рис. 1.2 − Схема міграції радіонуклідів для с/г рослин

Таблиця 1.4 – Константи переносу для с/г рослин (залежні від хімічного елементу) k14, с-1

Елемент

Зернові

Інші с/г рослини

Елемент

Зернові

Інші с/г рослини

Cr

2,7−7

6,7−7

Ru

5,3−5

8,9−6

Mn

2,7−5

6,7−5

Ag

1,8−4

4,4−4

Fe

3,6−7

4,4 −7

Sb

8,9−6

2,2−5

Co

8,9−6

2,2−6

Te

8,9−4

2,2−3

Zn

3,6−4

8,9−4

I

1,8−5

4,4−5

Rb

8,9−5

2,2−4

Cs

5,3−6

4,4−5

Sr

1,8−5

1,6−3

Ba

4,4−6

1,1−5

Y

2,7−6

6,7−6

La

2,7−6

6,7−6

Zr

1,8−7

4,4 −7

Ce

2,7−6

1,6−5

Nb

8,9−6

2,2−5

Np, Pu

8,9−10

2,2−7

Mo

8,9−5

2,2−4

Am, Cm

8,9−19

2,2−7

Tc

4,4 −2

0,11









Математичні моделі розрахунку доз

Розрахунок індивідуальних доз по харчових ланцюжках


Індивідуальні дози по харчовому шляху надходження радіонуклідів розраховуються в припущенні, що споживаються тільки місцеві продукти харчування. Така оцінка дає максимально можливі рівні опромінення в даних умовах. Вони практично завжди перевищують реальні дози, оскільки зазвичай в раціоні присутня частина продуктів не місцевого виробництва. Для деяких з них, наприклад молока, листових овочів, фруктів з індивідуальних ділянок, такі оцінки можуть бути досить близькими до реальних. При зазначеному припущенні середня потужність індивідуальної річної ефективної дози , Зв/с, від рівномірних випадінь , Бк/(м2с), при сталій рівновазі процесів накопичення-виведення радіонуклідів у зовнішньому середовищі:

,

де Big – дозовий коефіцієнт внутрішнього опромінення при надходженні радіонукліду з водою або їжею, Зв/Бк; – коефіцієнт, що зв'язує рівень випадання (Fallout) з надходженням радіонукліду з харчовими продуктами в організм окремого індивідуума (Ingestion), м2:



, (1.7)

де Kfi – безрозмірний коефіцієнт, що характеризує втрату радіонуклідів при міграції по харчовому ланцюжку, в процесі кулінарної обробки і при зберіганні; – площа с/г ,що вимагає для виробництва продуктів харчування даного виду, що споживаються окремим індивідуумом, м2. Цей параметр в PC CREAM розраховується за такими формулами:



для продуктів рослинного походження:

,

де Ру – річна врожайність розглянутого виду рослин, кг/м2; Im – річне споживання цього виду рослин однією людиною, кг;



для продуктів тваринного походження:

,

тут Im – річне споживання м'яса або молока однією людиною, кг (л); Ра – річна продуктивність однієї тварини (середньорічний приріст м'яса у розрахунку на одну тварину, кг (л); – площа i-ї кормової культури, припадає на одну тварину. Цей параметр визначається за формулою:



,

Py,i –Річна врожайність i-ї кормової культури, кг/м2; Ia,i – її річне споживання одним тваринам, кг.

Величина Kfi в (1.7) –безрозмірний коефіцієнт, що характеризує втрату радіонуклідів при їх міграції по харчовому ланцюжку, в процесі кулінарної обробки і при зберіганні. Якщо розглядати площі с/г, необхідні для виробництва продуктів одного виду рослин, то цей коефіцієнт являє собою частку від загальної кількості випали на дану площу радіонуклідів, яка збережеться в продуктах до моменту вживання їх в їжу. Значення коефіцієнта Kfi розрізняються для різних радіонуклідів, продуктів харчування, місцевих кліматичних умов, типу ґрунтів, умов випадіння (короткочасних або безперервних).

Індивідуальні дози опромінення при прямому шляху впливу


Під прямим шляхом опромінення розуміють зовнішнє опромінення від фотонів і - частинок радіонуклідів, що містяться в атмосфері і відклалися на ґрунті, а також внутрішнє опромінення обумовлене радіонуклідами, які надійшли у організм з повітрям (інгаляційний шлях). У цих випадках індивідуальні дози формуються безпосередньо в районі розташування джерела викидів.

Доза фотонного випромінювання від радіоактивної хмари


Радіонукліди, розсіяні в атмосфері, можуть бути джерелами фотонного випромінювання. При цьому доза від радіоактивних газів і аерозолів в значній мірі залежить від фізико-хімічної форми радіонуклідів і, звичайно, виду та енергії випромінювання [13].

Джерело у формі напівнескінченного простору


При тривалому викиді з мінливою розою вітрів та інших метеорологічних параметрів радіоактивна хмара імітується джерелом у формі напівнескінченного простору з рівномірно розподіленим за обсягом активністю AV, Бк/м3. Тоді потужність ефективної дози, Зв/с, розраховується за формулою:

, (1.8)

де – дозовий коефіцієнт зовнішнього опромінення фотонами, Звм3/(сБк). Для -геометрії опромінення:



, (1.9)

де – енергетичний вихід фотонів, Мэв/расп. (ni – абсолютний вихід у схемі розпаду, фотон /расп.; Еi – енергія i-го фотону, Мэв/фотон); 1,60210-13 – енергетичний еквівалент, Дж/Мэв; r = 1,09 – перехідний коефіцієнт від поглиненої дози в повітрі до еквівалентної дозі в біологічній тканині, Зв/Гр;  = 1,293 – щільність повітря при нормальних умовах, кг/м3. 2 – коефіцієнт, що враховує 2-геометрію опромінення людини. w – енергетичний еквівалент Грею, віднесений до маси 1 кг опромінюваного середовища (в даному випадку повітря), w = 1 Дж/(Гркг).

Залежно від обраних одиниць дозовий коефіцієнт (1.9) представляється в наступних видах:

= 2,13Е мкЗвм3/(рікБк)

Доза фотонного випромінювання від радіонуклідів, які осіли на ґрунт


Співвідношення між потужністю викиду (Бк/с) і потужністю ефективної дози (Зв/с):

, (1.10)

де – ефективний період, що враховує радіоактивний розпад і виведення радіонукліда з ґрунту, він визначається формулою , Т1/2 и Тb – періоди радіоактивного напіврозпаду і біологічного напіввиведення; – інтенсивність забруднення, Бк/(см2); дозовий коефіцієнт BS, Звм2/(сБк) характеризує потужність ефективної дози від забрудненого ґрунту, він залежить від характеру забруднення ґрунту та виду розподілу фотонного забруднення,.


Доза від зовнішнього -опромінення радіонуклідів

Джерело – забруднене повітря


У цьому випадку розрахунок доз проводиться за "методу занурення", імітуючи джерело у формі напівнескінченного простору. Для β-опромінення завжди дотримується геометрія опромінення 2π. Потужність еквівалентної дози на незахищену одягом біологічну тканину , Зв/с:

, (1.11)

де AV – об'ємна активність, Бк/м3; – дозовий коефіцієнт зовнішнього βопромінення, Звм3/(сБк), значення Ba наведені в табл. 1.5.



Таблиця 1.5 – Дозові коефіцієнти в базальному шарі шкіри, що створюються β частинками і електронами конверсії радіонуклідів, які містяться в напівнескінченної радіоактивній хмарі, B, Звм3/(годБк)

Нуклід

B

Нуклід

B

Нуклід

B

14C

2,1610-8

99mTe

1,7810-8

137Xe

2,7810-6

41Ar

7,6210-7

103Ru

7,1810-8

138Xe

1,1010-6

51Cr

9,6810-11

106Ru/106Rh

2,1910-6

137Cs

2,8710-7

54Mn

4,0410-10

124Sb

6,4610-7

135Cs

5,4310-8

59Fe

1,7710-7

125Sb

1,4810-7

136Cs

1,7710-7

58Co

5,3710-10

125mTe

1,0610-7

137Cs

4,1610-7

60Co

1,3610-7

127mTe

6,0010-8

138Cs

1,9110-6

85mKr

4,4110-7

127Te

4,0310-7

140Ba

5,0510-7

85Kr

3,8910-7

129mTe

4,1410-7

140La

9,3110-9

87Kr

2,1010-6

129Te

9,0210-7

141Ce

2,8310-7

88Kr

5,8510-7

131mTe

2,4610-7

144Ce

1,1910-7

89Kr

1,9310-6

132Te

8,6810-8

144Pr

1,9510-6

86Rb

1,0710-6

129I

1,9210-8

147Pm

6,3010-8

88Rb

3,0610-6

131I

3,4410-7

154Eu

4,3110-7

89Rb

1,4410-6

132I

8,7910-7

155Eu

2,6010-8

89Sr

9,3210-7

133I

7,1910-7

239Np

3,8710-7

90Sr

3,0210-7

134I

1,0510-6

238Pu

9,8110-11

90Y

1,4910-6

135I

6,9310-7

239Pu

8,7010-9

91Y

9,8510-7

131mXe

1,9810-7

240Pu

9,8110-11

95Zr

1,9110-7

133mXe

3,1910-7

241Pu

3,6910-13

95Nb

2,6210-8

133Xe

1,6210-7

242Pu

7,5610-10

90Mo

6,7310-7

135mXe

1,8010-7

241Am

3,1710-10

99Tc

1,1410-7

135Xe

5,9910-7

242Cm

1,0110-14



Джерело - забруднення поверхня шкіри


Значення перехідного дозового коефіцієнта B, Звсм2/(рікБк), залежно від товщини шару епідермісу наведені в табл. 1.6.

Таблиця 1.6 – Дозовий коефіцієнт зовнішнього опромінення базального шару шкіри β частинками і електронами конверсії при рівномірному забрудненні шкіри радіоактивними речовинами, B, Звсм2/(рікБк)

Нуклід

товщина епідермісу ∆x, мг/см2

Нуклід

товщина епідермісу ∆x, мг/см2

7

4

40

7

4

40

14C

2,910-3

7,910-3

0,0

135I

1,810-2

2,210-2

6,510-3

32P

2,110-2

2,410-2

1,110-2

134Cs

1,210-2

1,610-2

2,710-3

60Co

9,910-3

1,610-2

2,510-4

137Cs

1,410-2

2,010-2

2,310-3

65Zn

2,310-4

3,310-4

1,010-5

137mBa

2,110-2

2,410-3

1,210-3

90Sr

1,610-2

2,410-2

3,410-3

140Ba

1,710-2

2,210-2

5,010-3

90Y

2,110-2

2,410-2

1,210-2

140La

2,010-2

2,410-2

9,210-3

95Zr

1,210-2

1,710-2

7,410-4

144Ce

8,910-3

1,510-2

1,710-4

95Nb

2,310-3

6,410-3

1,810-5

144Pr

2,210-2

2,410-2

1,310-2

106Rh

2,210-2

2,510-2

1,410-2

203Hg

9,610-3

1,610-2

3,710-4

131Te

2,310-2

2,810-2

1,010-2

210Bi

1,910-2

2,310-2

7,410-3

132Te

7,010-3

1,310-2

4,710-5

214Bi

2,010-2

2,310-2

9,610-3

129I

1,910-3

5,710-3

0,0

235U

1,110-3

3,110-3

2,910-7

131I

1,510-2

2,110-2

3,010-3

237Np

6,810-4

4,310-3

0,0

132I

1,910-2

2,310-2

8,210-3

238Np

1,210-2

1,810-2

3,510-3

133I

1,910-2

2,310-2

7,610-3

239Np

2,310-2

3,610-2

1,210-3



Доза внутрішнього опромінення, обумовлена вдиханням радіоактивних газів


Річні ефективні дози внутрішнього опромінення за рахунок вдихування повітря, забрудненого радіоактивними речовинами розраховуються за формулою

; (1.12)

у цій формулі –річна ефективна доза, Зв, Q – викид, Бк/рік. G – середньорічний коефіцієнт метеорологічного розбавлення, с/м3, V –швидкість вдихання, м3/с. Перехідний дозовий коефіцієнт В, Зв/Бк, характеризує очікувану ефективну дозу при надходженні в організм інгаляційним шляхом нукліда активністю 1 Бк.


1.1.2 САР88


CAP88 – це пакет програм для оцінки виконання закону про чистоту повітря від 1988 р., що являє собою набір комп'ютерних програм і баз даних для оцінки дози і ризику від надходження радіонуклідів в атмосферу. Опис програмного комплексу CAP88 наведено в роботі [14]. Система призначена для оцінки доз і ризиків від надходження радіонуклідів в атмосферу і, крім того, дозволяє розраховувати наступні параметри:

  • концентрації радіонуклідів у повітрі;

  • кількість радіонуклідів, що осіли на поверхню землі;

  • концентрації радіонуклідів у продуктах харчування (для розрахунку концентрацій у продуктах, зелених овочах, молоці і м'ясі, що споживаються людиною використовуються моделі наземних харчових ланцюгів, рекомендовані МАГАТЕ);

  • кількість радіонуклідів, що потрапили в організм людини з харчовими продуктами, які вироблені в області, що досліджується.

Оцінки виконуються для кругової сітки відстаней і напрямків радіусом 80 км (50 миль) навколо джерела.

Програмний комплекс не призначений для короткочасних викидів радіонуклідів або викидів високої активності, тому що оцінка дози і ризику застосовна тільки для хронічного опромінення низького рівня.

База даних включає 825 нуклідів і 13 ланцюгів розпаду. Фактори накопичення включають усі ізотопи з необхідних ланцюгів. Довжину ланцюга можна вибирати самостійно. Дозові фактори залежать від хімічної форми радіонукліда. Дози в органах розраховуються для 23 внутрішніх органів. Ризик смерті розраховується за 15 канцерогенними місцями в організмі людини.

САР88 використовує модифіковане рівняння Гауса для шлейфу викиду, щоб оцінити середнє розсіювання радіонуклідів, викинутих з декількох джерел (до шести, однак усі джерела моделюються так, начебто вони розташовуються в одній і тій же точці і для кожного джерела використовується той самий механізм утворення спливаючого шлейфу). САР88 дозволяє розглядати як точкові джерела (труби), так і площинні (хвостосховища, відвали).

Сухе осадження розраховується за допомогою моделі вичерпання джерела, а вологе осадження – з використанням коефіцієнтів вимивання. Концентрації на поверхні землі та у ґрунті розраховуються для терміну накопичення 100 років з урахуванням швидкості виведення радіонуклідів з ґрунту рівної 2 % на рік. У САР88 час опромінення під час оцінки доз і ризиків – 50 років.

Доза і ризик оцінюється комбінуванням впливу радіонуклідів, інкорпорованих людиною за рахунок дихання, споживання харчових продуктів і зовнішнього опромінення від радіонуклідів у повітрі і на поверхні землі. Використано методологію Публікації МКРЗ № 60 [11].


Математична модель

Розсіювання домішок в атмосферному повітрі


Розсіювання домішок в атмосферному повітрі моделюється модифікованим рівнянням Гауса:

, (1.13)

де A – концентрація в повітрі на відстані х метрів з підвітерної сторони, у метрів перпендикулярно напрямку вітру і z метрів над землею, Кі/м3;

Q – швидкість надходження радіонуклідів в повітря, Кі/с;

 – швидкість вітру, м/с;

у, z – горизонтальний і вертикальний коефіцієнти дисперсії, м.

Відстань з підвітерної сторони x входить у рівняння (1.13) через y і z, які є як функціями х, так і функціями атмосферного класу стабільності по Пасквіллу. САР88 перетворює A з одиниць Кі/м3 до одиниць пКі/дм3.

Рівняння (1.13) дає для концентрацій радіонуклідів у повітрі на рівні землі уздовж осьової лінії вихідного шлейфу (при установці значень y і z у нуль) наступний вираз:

A0 = (Q/yz)*exp[-0.5*(H/z)2].

Для розрахунку концентрації в приземному шарі, усередненої по кутовому сектору (22,5 навколо осьової лінії шлейфу), використовується наступне рівняння:

Aсер = fA0, де



, і (1.14)

ys = tan(11,5)x.

З підстановкою цього виразу усереднена по сектору концентрація нуклідів у повітрі на рівні землі стає:

A0 = (Q/0,15871xz)·exp[-0.5·(H/σz)2].

Цей метод усереднення по сектору стискає шлейф усередині границь кожного із шістнадцяти пов'язаних один з одним 22,5-их секторів. Для нестабільних класів атмосфери по Пасквіллу, у яких горизонтальне розсіювання є достатньо великим для того, щоб значно виходити за межі сектору, цей метод не точний.

Як частина вхідних даних, для оцінюваної області передбачається значення середньої "верхньої границі". Вважається, що "верхня границя" не впливає на шлейф, поки x (відстань з підвітерної сторони) не стає рівною 2x, де 2x – значення x, для якого z = 0,47L (L є висотою "верхньої границі"). Для значень більше, ніж 2x, вертикальне розсіювання обмежене, і концентрація радіонуклідів у повітрі вважається однією і тією ж від поверхні землі до "верхньої границі".

Середня концентрація між землею і "верхньою границею", що є концентрацією в повітрі в приземному шарі для значень більших, ніж 2x, може бути записана, як:

, (1.15)

де A взято з рівняння (1.1). Результат інтегрування виразу (1.15) представлений нижче:

Aсер = (Q/2,5066y)exp(-y2/2y2). (1.16)

Усереднена по сектору концентрація радіонуклідів у приземному шарі може бути отримана заміною експонентного вираження в (1.16) на f (рівняння (1.14)):

Aсер = Q/0,397825xL. (1.17)

Слід зазначити, що для відстаней з підвітряної сторони, що перевищують по величині 2x, не можна більш вважати, що розсіювання (1.17) описується рівнянням Гауса. Ця модель є просто моделлю рівномірного розподілу на прямокутнику розмірності LID i 2xtan(11,5).

Врахування повторюваності напрямків вітру для кожної з категорій стабільності атмосфери проводиться по формулі:

,

де fi, j – частота повторюваності напрямку вітру у визначеному секторі (i) для категорії стабільності атмосфери j; x – відстань від джерела.


Коефіцієнти дисперсії


Горизонтальні і вертикальні коефіцієнти дисперсії y і z, які використовуються для розрахунків розсіювання і визначення частки радіонуклідів, що видаляються, є різними функціями відстані x з підвітряної сторони для кожного класу стабільності атмосфери по Пасквіллу в умовах відкритої місцевості. Вони наведені в табл. 1.7.

Таблиця 1.7 – Горизонтальні і вертикальні коефіцієнти дисперсії, як функції відстані з підвітряної сторони

Клас стабільності по Пасквіллу

у

z

A

0,22x(1+0,0001x)-1/2

0,2x

B

0,16x(1+0,0001x)-1/2

0,12x

C

0,11x(1+0,0001x)-1/2

0,08x(1+0,0002x)-1/2

D

0,08x(1+0,0001x)-1/2

0,06x(1+0,0015x)-1/2

E

0,06x(1+0,0001x)-1/2

0,03x(1+0,0003x)-1

F

0,04x(1+0,0001x)-1/2

0,016x(1+0,0003x)-1

Виснаження шлейфу


Загальний вміст домішок в шлейфі під час його руху із середнім вітром зменшується в результаті: сухого осадження, вимивання опадами ("вологого" осадження) на поверхню землі, радіоактивного розпаду і зміни внаслідок радіоактивних перетворень у ланцюгу материнських радіонуклідів. Перші три процеси описуються так званим фактором виснаження F = /Q, що є часткою кількості нуклідів, що залишаються в шлейфі до моменту, коли вона віддалиться на відстань х від точки надходження радіонуклідів в повітря. Результатом дії перших двох процесів виведення з атмосфери є формування потоку випадінь домішок на поверхню землі.

Сухе осадження


Сухе осадження змодельоване таким чином, що воно є пропорційним концентрації радіонукліда в приземному шарі: Rcух = VгA, де Rcух – швидкість осадження радіонукліда на одиницю площі (пКі/(см2с)); Vг – швидкість осадження (см/с); A – концентрація радіонуклідів у повітрі в приземному шарі (пКі/см3).

Константа пропорційності Vг звичайно вище, ніж фактична, тобто вимірювана швидкість осадження радіонуклідів на поверхню землі. Vг повинна включати осадження радіонуклідів унаслідок перехоплення радіоактивних опадів листям, що згодом опадає на землю і, таким чином, збільшує величину осадження радіонуклідів. Значення за замовчуванням для швидкостей осадження, які використовується програмою САР88 дорівнюють 3,5102 м/с для йоду, 1,8103 м/с для аерозолів і 0 м/с для газів.


Вологе осадження


Частка часток, які вимиваються зі шлейфу за допомогою дощу або снігу, моделюється наступним рівнянням:

Rвол = AсерL,

де Rвол – швидкість осадження на поверхню (пКі/(см2с));  – коефіцієнт вимивання (с-1); Aсер – середня концентрація радіонуклідів у шлейфі аж до "верхньої границі" (пКі/см3); L – висота "верхньої границі" (рівень тропосферного перемішування, висота шару, що перемішується).

Коефіцієнт вимивання розраховується в програмі САР88 перемноженням частки річних опадів (у см/рік) на 110 7 рік/(смс).


Фактор виснаження


Частка вилучених зі шлейфу радіонуклідів (відношення зменшеного за рахунок перерахованих вище факторів кількості викинутих радіонуклідів до первісної кількості викинутих радіонуклідів Q) для кожної з відстаней x з підвітерної сторони складається в цьому випадку з трьох компонентів:

F = /Q = ( /Q)вол( /Q)сухий( /Q)роз = Fвол  Fсух  Fроз.

Частка видалення радіонуклідів за допомогою опадів для кожної з відстаней x з підвітряної сторони складає:

Fвол = exp(-t),

де  – коефіцієнт вимивання (с-1); t – час (с), який потрібен шлейфу, щоб досягти відстані x з підвітряної сторони.

Частка вилучених зі шлейфу радіонуклідів за рахунок сухого осадження виходить з (1.13) прирівнюванням значення z до нуля (для концентрацій у поверхні землі):



.

Значення вилученої частки для випадків, де Vг дорівнює нулю, виходять з окремої підпрограми CAP88. Підпрограма використовує значення вилученої частки, розрахованої для послідовності висот виділення радіонуклідів і відстаней з підвітряної сторони з використанням правила Сімпсона, при наступній умові: Vвол = 0,01 м/с і  = 1 м/с, для кожного класу стабільності за Пасквілом. Підпрограма перетворює ці значення лінійною інтерполяцією до відповідного значення для необхідного напрямку вітру, висоти виділення радіонуклідів і класу стабільності по Пасквілу, і погоджує його з фактичною швидкістю осадження і швидкістю вітру.

Для відстаней з підвітряної сторони більших, ніж 2x (рівняння (1.4)), видалення радіонуклідів зі шлейфу моделюється наступним рівнянням: , що розраховує зменшення часток виділених радіонуклідів на відстанях x і 2x, відповідно.

Частка зменшення кількості радіонуклідів у шлейфі за рахунок радіоактивного розпаду складає: Fроз = exp(-rt), де r – ефективна постійна розпаду в шлейфі. r – не є дійсною постійною радіоактивного розпаду у всіх розглянутих випадках. Наприклад, якщо радіонуклід є короткоіснуючим продуктом розпаду, що знаходиться в рівновазі з довгоіснуючим материнським ізотопом, то ефективна постійна розпаду дорівнювала б дійсної постійної розпаду материнського ізотопу.

Для того, щоб розрахувати зменшення часток викинутих радіонуклідів, що відбувається за рахунок радіоактивного розпаду, і втрати радіонуклідів від атмосферних опадів, програма CAP88 використовує наближений розрахунковий метод, що встановлює три швидкості вітру (1 м/с, середню швидкість вітру і 6 м/с), щоб змоделювати реальний спектр розподілу вітру по швидкостях для кожного окремо узятого напрямку вітру і класу стабільності атмосфери по Пасквіллу.

Концентрації на поверхні землі


Концентрації на поверхні землі та у ґрунті розраховуються для тих радіонуклідів, що піддаються сухому осадженню і вимиванню. Час накопичення для сумарного осадження прийнято рівним 100 років. Це значення встановлює 100-річний термін для часу, який пройшов після викиду радіонуклідів, тобто вважається, що за цей період може мати місце значне внутрішнє надходження радіонуклідів чи зовнішнє опромінення, пов'язане з їх осадженням на ґрунт. Після осадження транспорт радіонуклідів розраховується окремими камерними моделями ґрунту і продуктів харчування.

Приріст від материнського радіонукліду розраховується з використанням фактора приросту продукту розпаду, що є співвідношенням концентрації продукту розпаду, що виходить з одиничної частки осадженого материнського радіонукліду, і самого продукту розпаду, відповідно. Ці фактори розраховуються для 100-річного часу накопичення, при врахуванні швидкості видалення радіонуклідів із ґрунту (з поверхні ґрунту), яка дорівнює 2 % у рік.


1.1.3 Інші параметри, що використовувались для розрахунків


Застосовані у розрахунках показники викидів радіоактивних речовин наведені у табл. 1.8. Наведені величини розраховані на базі фактичних даних про викиди інертних радіоактивних газів (ІРГ), ізотопів йоду (йод), довгоживучих нуклідів (ДЖН) Южно-Української АЕС. У розрахунках враховані також викиди з АЕС тритію та радіоактивного вуглецю, викиди яких не контролюються прямими вимірюваннями. Ізотопний склад ІРГ, йоду та ДЖН розрахований відповідно до існуючих джерел [15], якщо ізотопи не вимірюються прямими вимірюваннями на АЕС.

Таблиця 1.8 − Викиди радіоактивних речовин з ЮУАЕС, які використовуються для розрахунків

Радіонуклід

Викиди з ЮУАЕС, Бк/рік

Cs-137

4,67E+06

Cs-134

1,50E+06

Co-60

1,12E+07

Co-58

2,20E+06

Mn-54

4,22E+06

Cr-51

9,36E+06

Sr-90

9,03E+05

Fe-59*

1,74E+05

Zr-95*

1,16E+05

Nb-95*

2,90E+05

Ag-110m*

1,05E+06

H-3**

2,22E+13

C-14**

2,07E+11

Kr-87***

3,05E+12

Xe-133***

2,20E+13

Xe-135***

5,49E+12

I-131****

1,81E+08

I-133****

9,65E+07

I-135****

2,50E+07

* – викиди цих радіонуклідів розраховані на основі табл. 1.9 [16] і фактичних викидів ДЖА (табл. 1.11).

** – розраховані величини на основі літературних джерел [15].

*** – викиди цих радіонуклідів розраховані на основі табл. 1.10 [16] і фактичних викидів ІРГ (табл. 1.11).

**** – розраховані величини на основі літературних джерел [15] і фактичних викидів йоду (табл. 1.11).


Застосовані у розрахунках значення нормативів споживання харчових продуктів наведені у табл. 1.12. [16].
Таблиця 1.9 – Склад ІРГ та йоду

Радіонуклід

Відносний вміст у суміші ІРГ, kn

Радіонуклід

Відносний вміст у суміші йоду, kі

88Kr

0,10

131І

0,60

133Xe

0,72

133І

0,32

135Xe

0,18

135І

0,08


Таблиця 1.11 – Газо-аэрозольні викиди радіоактивних речовин у вентиляційні труби ЮУАЕС




ІРГ, ГБк/добу

ДЖН, кБк/добу

Йод, кБк/добу

Cs-137, кБк/місяць

Cs-134, кБк/місяць

Co-60, кБк/місяць

Co-58, кБк/місяць

Mn-54, кБк/місяць

Cr-51, кБк/місяць

Sr-90*, кБк/місяць

Сума за 2009 р., кБк/рік

(ІРГ, ГБк/рік)

82,42

77,52

857,18

461,83

110,26

986,46

116,29

339,72

616,67

91,7

Сума за 2010 р., кБк/рік

(ІРГ, ГБк/рік)

127,72

86,73

1356

525,64

166,93

1225,22

296,71

523,9

783,15

47,0

Сума за 2011 р., кБк/рік

(ІРГ, ГБк/рік)

77,02

92,73

1341,89

382,13

111,72

1010,54

246,02

359,95

844,36

91,7

Сума за 2012 р., кБк/рік

(ІРГ, ГБк/рік)

70,32

72,35

464,97

377,07

168,15

849,27

171,56

427,62

924,85

99,9

Сума за 2014 р., кБк/рік

(ІРГ, ГБк/рік)

60,48

68,54

118,28

201,24

67,05

613,89

85,30

106,49

732,39

45,8

Примітка: * – вимірювання здійснюється 1 раз на квартал.
Таблиця 1.10 – Відносний вміст радіонуклідів в суміші ДЖА

Радіонуклід

Відносний вміст у суміші ДЖН, kn

51Cr

0,027

54Mn

0,062

59Fe

0,006

58Co

0,143

60Co

0,283

89Sr

0

90Sr

0,004

95Zr

0,004

95Nb

0,010

110mAg

0,036

134Cs

0,154

137Cs

0,271

Таблиця 1.12 – Значення річного споживання продуктів харчування людиною (кг·рік-1)

Продукт

Референтний вік

1 рік

5 років

10 років

15 років

«Дорослий»

Ярова пшениця, зерно

0,3

0,5

0,7

0,7

0,9

Ярова пшениця, борошно

1,4

3,0

3,7

4,4

5,5

Озима пшениця, зерно

2,2

4,7

5,8

6,6

8,4

Озима пшениця, борошно

12,8

26,6

33,2

36,5

47,5

Жито, зерно

0,8

1,8

2,2

2,5

3,2

Жито, борошно

3,4

6,9

8,8

10,2

12,8

Овес

1,1

1,1

1,4

1,6

2,0

Картопля

16,4

12,8

21,9

30,3

58,4

Листові овочі

10

13

14

15

18

Овочі-коренеплоди

7,7

8,8

10,6

12,0

12,0

Плодові овочі

4,4

13,1

15,0

16,8

17,2

Фрукти

54,8

26,3

33,2

36,5

43,8

Ягоди

0

3,7

4,4

5,1

5,1

Молоко

204,4

51,1

65,7

76,7

84,0

Згущене молоко

0

4,0

5,1

5,8

6,6

Вершки

0

3,5

4,7

5,1

5,8

Масло

0

2,2

3,5

4,4

6,6

Сир (твердий)

0

3,7

5,1

6,9

9,5

Сир (м’який)

0

2,4

3,2

4,4

6,2

Яловичина

0,5

6,6

6,9

8,4

9,9

Свинина

1,4

26,3

28,5

32,9

39,4

М’ясо птиці

0,5

4,0

4,4

5,1

6,2

Яйця

1,8

6,6

9,1

13,1

15,7


1.2 Моделі, що використовуються для аварійних ситуацій

Для моделювання розповсюдження радіоактивних речовин у атмосферному повітрі і формування доз опромінення, обумовлених викидами за умов аварійних ситуацій, використовувався програмний комплекс PC COSYMA, розроблений у National Radiological Protection Board (національний комітет з радіаційного захисту, Англія). У зв’язку із виходом публікації № 103 Міжнародної комісії з радіаційного захисту, у якій переглянуті деякі принципи оцінки наслідків опромінення у порівнянні з попередніми публікаціями № 60 і № 72, на яких базується використовуваний програмний комплекс та прийняті в Україні нормативні документи НРБУ-97 и ОСПОРБУ, то в цій роботі використані два підходи в оцінці ефективних доз опромінення. В подальшому при порівнянні розрахованих величин з прийнятими в Україні нормативами використовується той х підходів, для якого дози мають більше значення. Тим самим, зберігається консервативність оцінок.

PC COSYMA (Code System for MARIA) – це пакт програм для моделювання наслідків аварійних викидів радіоактивних речовин у атмосферне повітря. PC COSYMA була розроблена сумісно Національною комісією з радіаційного захисту (Великобританія) і Forschungszentrum Karlsruhe (Німеччина) як частина проекту MARIA (Methods for Accidental Radiation Impact Assessment) Європейської Комісії.

Опис програмного комплексу PC COSYMA та його окремих модулів наведені у роботі [17].

Система дозволяє оцінити наступні параметри і наслідки:

- об’ємну активність радіонуклідів у приземному шарі повітря і активність, що була осаджена на поверхню ґрунту у певних точках місцевості;

- очікувані індивідуальні і колективні дози за обрані періоди часу;

- кількість людей, охоплених контрзаходами (укриття, евакуація, роздавання пігулок зі стабільним йодом, переселення, дезактивація, обмеження використання с/г продукції) и площа території, на якій застосовуються контрзаходи;

- кількість забороненої для використання сільськогосподарської продукції;

- кількість латентних і не латентних захворювань;

- економічну вартість проведення контрзаходів і лікування.

Система може використовуватись для детерміністичних і вірогідних оцінок. Детерміністичні оцінки дають можливість розраховувати наслідки для одного завданого користувачем набору метеорологічних умов, а вірогідні приймають до уваги ймовірний розбіг метеоумов, які можуть бути під час аварії.

Моделювання транспорту домішок у атмосфері виконується у модулі MUSEMET. В цьому модулі використовується модель сегментованої Гауссової плями, яка враховує погодинні зміни швидкості і напрямку вітру, категорії стабільності атмосфери і кількості опадів, що впливають на викинуті речовини. Модель припускає, що метеоумови в усьому регіоні, що підпадає під вплив, однакові. Погодинні зміни метеоумов враховуються тількі при вірогідній оцінці. При детерміністичній оцінці приймається, що метеоумови (швидкість і напрямок вітру, категорія стабільності атмосфери і кількість опадів) не змінюються в плин всього періоду, що обчислюється. MUSEMET використовує висоту шару атмосфери, що перемішується, горизонтальні і вертикальні дисперсійні коефіцієнти, які є функціями стабільності атмосфери. Дисперсійні коефіцієнти мають дві величини параметрів – для гладких (с/г регіони) и нерівних (міста) поверхонь.

В цій роботі використані детерміністичні оцінки для однієї найбільш несприятливої категорії погоди (критичний підхід).

В системі можуть прийматись до уваги наступні шляхи опромінення людини: зовнішнє гамма-випромінювання від радіонуклідів у хмарі викиду; внутрішнє опромінення від радіонуклідів з хмари викиду, що вдихуються людиною; зовнішнє бета-випромінювання від радіонуклідів, які осіли на шкіру і одежу; зовнішнє гамма-випромінювання від радіонуклідів, що осіли на поверхню ґрунту; внутрішнє опромінення від пилу, який підіймається вітром з поверхні землі; внутрішнє опромінення від харчових продуктів, забруднених радіонуклідами.

Консервативно приймається наступне співвідношення хімічних форм ізотопів йоду:



  • 91 % викинутого йоду знаходиться в молекулярній (елементної) формі;

  • 5% викидається в аерозольній формі;

  • 4% викидається в органічній формі.

Вибір метеорологічних умов для аварійної ситуації зроблений на основі розрахунків доз опромінення населення, тобто обрані найбільш несприятливі метеоумови при яких дози максимальні (консервативний підхід). Прийнята категорія стабільності атмосфери – D. Висота переміщуваного шару атмосферного повітря 560 м. Швидкість вітру 2 м/с. Опади – 25 мм/ч. Передбачається, що метеорологічні умови не змінюються під час руху хмари викиду. Висота викидання 100 м.

В цій роботі розглянуті наступні аварії, у яких викиди радіоактивних речовин розраховані за методикою [18]:



  • Максимальна проектна аварія.

  • Відрив кришки колектору парогенератора – аварійний спайк.

  • Відрив кришки колектору парогенератора – передаварійний спайк.

  • Падіння гідрозатвору у БВ.

  • Падіння касети відпрацьованого палива у реактор на активну зону та на головки касет у БВ.

  • Падіння контейнера з відпрацьованим паливом з висоти більше 9 метрів.

  • Падіння збірки у реактор на активну зону.

  • Розрив імпульсної трубки за кордонами захисної оболонки.

  • Розрив лінії планового розхолодження.

  • Розрив трубопроводу подавання технологічних задувок на очищення у системі технологічних задувок реакторного відділення.
1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   15


База данных защищена авторским правом ©uverenniy.ru 2016
обратиться к администрации

    Главная страница