Разработка радиометрических систем и методов полевых и дистанционных измерений радиоактивного загрязнения




страница1/3
Дата12.06.2016
Размер0.62 Mb.
  1   2   3



На правах рукописи

ПОТАПОВ Виктор Николаевич


Разработка радиометрических систем и методов полевых и дистанционных измерений радиоактивного загрязнения

Специальность 01.04.01 – приборы и методы экспериментальной физики


А В Т О Р Е Ф Е Р А Т

диссертации на соискание ученой степени

доктора физико-математических наук

Москва – 2010

Работа выполнена в Российском научном центре «Курчатовский институт»

Официальные оппоненты:
д.т.н. Б.А. Бенецкий, ИЯИ РАН
д.ф-м.н. И.М. Капитонов, НИИЯФ МГУ
д.т.н. В.Т. Самосадный, НИЯУ МИФИ
Ведущая организация: ГНЦ РФ ТРИНИТИ, г. Троицк, Московская область

Защита состоится «_____» _________________________ 2010 г. в ______ часов на заседании диссертационного совета Д 002.119.01 Института ядерных исследований РАН по адресу: 117312, Москва, проспект 60-летия Октября, 7а.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Института ядерных исследований РАН

Автореферат разослан «____» ______________________ 2010 года.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 002.119.01


к.ф.-м.н. Б.А. Тулупов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ
Актуальность темы. В процессе становления и отработки технологий, используемых на предприятиях ядерно-топливного цикла (ЯТЦ) бывшего СССР, были загрязнены пойменные ландшафты рек: Течи, Исети, Енисея, Томи. Так, например, в результате имевших место радиационных аварий и инцидентов на объектах ПО «Маяк» к концу 1960-х гг. произошло радиоактивное загрязнение не только территории промышленной площадки, санитарно-защитной зоны вокруг предприятия, но и части территорий Челябинской, Свердловской и Курганской областей. Наибольшие радиоэкологические и радиологические последствия имели сбросы ЖРО в Течу и авария 1957 г. – взрыв емкости-хранилища РАО (Восточно-Уральский радиоактивный след). В результате только аварии 1957 г. в окружающую среду (за пределами промплощадки) поступило около 2 МКи. В 1949–1956 гг. жидкие радиоактивные отходы радиохимического производства сбрасывались непосредственно в малую реку Теча.

В результате испытаний ядерного оружия в 60-х годах на поверхности земли северного полушария присутствует большое количество радиоактивных веществ, определяющее так называемое глобальное фоновое загрязнение. К 1986 году (до Чернобыльской аварии) общая активность 137Cs и 90Sr, находившаяся на территории северного полушария, составила десятки МКи.

Авария на ЧАЭС, произошедшая 26 апреля 1986 г., по масштабам радиоактивного загрязнения окружающей среды превзошла все предшествующие радиационные инциденты. На основе аэрогамма-съемки и наземных обследований были созданы и изданы карты загрязнения Европейской части России радионуклидами 137Cs, 90Sr и 239Pu. Наиболее загрязненными в России являются Брянская (11 800 км2 загрязненных территорий), Калужская (4 900 км2), Тульская (11 600 км2) и Орловская (8 900 км2) области.

Радиоактивное загрязнение рек и озер обусловлено, главным образом, смывом радионуклидов с поверхности почвы территории водосбора, причем влияние смыва особо ощутимо в зонах, загрязненных после аварий на ЧАЭС и ПО "Маяк". Однако, загрязнение воды и донных отложений практически во всех реках и водоемах России не представляет опасности для водопользования, т.к. в целом происходит довольно интенсивный процесс самоочищения поверхностных вод и донных отложений.

Радиоэкологическая обстановка загрязненных территорий является важным элементом системы радиационной безопасности. Как правило, радиоэкологические работы включают в себя детальное картирование уровней загрязнения и проведение систематических наблюдений за радиационной обстановкой. Очевидно, что выполнять исследования наземных и водных экосистем необходимо с использованием современных подходов и методов, которые требуют постоянного совершенствования и развития.

Анализ потребления энергии в мире показывает, что в ближайшие десятилетия глобальное производство энергии может быть увеличено в 2 – 3 раза, поэтому на первое место выходит вопрос о сырьевом ресурсе топлива. Ядерная энергетика способна к расширенному воспроизводству топлива, что обеспечивает ее неисчерпаемыми ресурсами при замкнутости топливного цикла и, по-видимому, приведет к крупномасштабному использованию атомной энергии в будущем. Однако наращивание ядерных мощностей требует обеспечения ядерной и радиационной безопасности на всех этапах жизненного цикла ядерных установок. Это относится и к конечной стадии жизненного цикла ядерных установок – их выводу из эксплуатации и обращению с радиоактивными отходами, образующимися в процессе работы ядерных объектов. В результате многолетней производственной деятельности научно-исследовательских центров страны, обладающих ядерно-техническими установками, также накопилось большое количество радиоактивных отходов, которые помещались в специально сооруженные временные хранилища. Все эти события и процессы привели к изменению радиоэкологической обстановки на некоторых территориях страны, которые требуют, в зависимости от ситуации, проведения обследования загрязненных территорий или осуществления реабилитационных работ, радиационного контроля или вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии.



Цель и задачи исследования. Для проведения широкомасштабного обследования загрязненных территорий, повышения эффективности реабилитационных работ на объектах использования атомной энергии потребовалась разработка приборов, систем и новых методов измерений. Такие средства и методы должны не только обеспечить эффективное и безопасное проведение работ по реабилитации, но также сделать обследование загрязненных территорий оперативным, дешевым, т.е. экономически целесообразным. В аварийных ситуациях, например, таких как обследование центрального зала IV блока ЧАЭС, для уменьшения вредного воздействия на персонал должны применяться дистанционные методы измерений и мониторинга ионизирующего излучения, аппаратные и программные средства, позволяющие оценивать радиационную обстановку, давать оценку активности распределенных источников излучения, определять их изотопный состав и другие характеристики.

Совершенствование и обновление технологий, используемых при выполнении работ по выводу из эксплуатации ядерных реакторов, требуют развития новых технических решений с применением более совершенных методов и средств радиационных измерений. Подобные средства также должны обеспечивать получение различного вида информации (визуальной, графической или цифровой) в реальном масштабе времени в виде, удобном для дальнейшего использования, обеспечивать повышение чувствительности и оперативности измерений, осуществлять прогноз радиационной обстановки в различных рабочих или аварийных ситуациях.



Объекты и предмет исследования. Авария 1986 г. на ЧАЭС явилась крупнейшим радиационным инцидентом прошлого столетия и привела к разрушению объектов IV блока и крупномасштабным радиоактивным загрязнениям окружающей среды. Ряд территорий Брянской области оказался в зоне высокого уровня загрязнения, что привело даже к отселению жителей некоторых населенных пунктов. Для таких населенных пунктов требовалось детальное обследование на предмет определения как уровней, так и характера их загрязнения, что позволило бы дать оценку путей и способов реабилитационных мероприятий на этих территориях. Вопросы обследования являлись актуальными и для разрушенных объектов IV блока ЧАЭС. Эти чернобыльские объекты в силу своей специфики тоже нуждались в обследовании с использованием нестандартных приборов и систем радиационного контроля, что потребовало их разработки. Они оказались востребованными и при выполнении других работ, в частности, при ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов.

Пойменные участки рек Течи и Енисея, загрязненные в результате сброса в их гидросистему радиоактивных отходов предприятиями ЯТЦ, являются объектами постоянного радиоэкологического мониторинга, для обследования которых также необходимы разработка методов и создание на их основе приборов оперативного измерения радиоактивных загрязнений.

РНЦ «Курчатовский институт» – один из крупнейших научно-исследовательских центров страны, обладает комплексом ядерно-физических установок. Экспериментальная база РНЦ «Курчатовский институт» состояла из 12 исследовательских установок с реакторами различного типа, 19 критических стендов и других радиационно опасных объектов, включая горячие лаборатории, облучательные установки, временные хранилища ядерного топлива и радиоактивных отходов. В результате многолетней производственной деятельности на его территории накопилось значительное количество радиоактивных отходов, которые направлялись во временные хранилища, расположенные на территории центра. Эти временные хранилища отходов образовались на начальном этапе работ института, и по современным меркам они не соответствовали нормам и правилам радиационной безопасности. С развитием Москвы территория института оказалась со всех сторон окруженной жилой застройкой и площадки с размещением хранилищ оказались расположенными в нескольких десятках метров от жилых домов. В рамках проекта «Реабилитация» в 2002-2007 годах были проведены работы по ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов на территории института.

В настоящее время в РНЦ «Курчатовский институт» продолжают эксплуатироваться шесть из двенадцати реакторных установок. Остальные шесть остановлены для вывода из эксплуатации и частично или полностью демонтированы. В рамках работ по Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015г.» осуществляется вывод из эксплуатации многоцелевого петлевого материаловедческого реактора МР, одного из наиболее сложных ядерных объектов. Другой важной и актуальной задачей является радиационное обследование объектов топливного цикла. В 2007-2008 гг. специалистами РНЦ «Курчатовский институт» были проведены обследования радиоактивно загрязненных объектов и территории Кирово-Чепецкого химического комбината (КЧХК), на котором осуществлялась переработка уранового сырья. Загрязнение территории и производственных объектов происходило на ранних стадиях отработки технологии переработки гекса- и тетрафторида урана. Радионуклидное загрязнение любого объекта или территории проще всего обнаружить по регистрации гамма-излучения. Трудности обследования объектов и территории КЧХК заключались в том, что их загрязнение было обусловлено, в основном, мелкодисперсной фракцией неравновесного урана. Уран и его ближайшие дочерние радионуклиды (торий и протактиний), находящиеся с ним в равновесии, либо не являются гамма-излучающими, либо выход гамма-квантов на распад у них очень мал. Поэтому в этих ситуациях требуется развитие новых методов и подходов при радиационном обследовании подобных объектов.



Методы исследований. Традиционными методами обследования загрязненных радионуклидами территорий являются авиационная гамма-съемка (аэрогамма-съемка), метод пробоотбора и методы полевой радиометрии.

Аэрогамма-съемка широко используется при обследовании загрязненных территорий. Начиная с середины 50-х годов, аэрогамма-съемка использовалась при обследовании территорий, прилегающих к полигонам испытания ядерного оружия. Так, например, в 1956 г. была проведена аэрогамма-съемка прилегающих к Семипалатинскому полигону районов на расстояниях до 500 км от центра опытного поля, аналогичные исследования проводились при испытаниях на Новой Земле и позже – после аварии на ЧАЭС. И в настоящее время этот метод широко используется в ведущих научных и научно-производственных организациях и структурах и совершенствуется на базе развития новых приборных средств.

Авиационная гамма-съемка имеет ряд достоинств и предназначена, в основном, для проведения крупномасштабных измерений огромных территорий, загрязненных в результате испытаний ядерного оружия или аварийных инцидентов. Однако для обследования загрязнения населенных пунктов, пойменных участков рек аэрогамма-съемка не всегда подходит, т.к. пространственное разрешение этого метода невысокое и недостаточное для получения детальной информации, необходимой для проведения реабилитационных мероприятий на этих территориях.

Методы полевой радиометрии тоже применяются при обследовании загрязненных радионуклидами территорий. Недостатком ранее известных методик полевой гамма-радиометрии была необходимость получения предварительной дополнительной информации о характере заглубления радионуклидов в почве в окрестности 10-15 м от спектрометрического детектора, расположенного на высоте ~1м над поверхностью почвы. Здесь предполагалось осуществление процедуры отбора пробы с последующим спектрометрическим анализом ее на предмет оценки характера распределения радионуклидов по глубине, для того чтобы учитывать самопоглощение излучения заглубленных в почве радионуклидов. Для этого предполагается наличие мобильного передвижного спектрометрического комплекса, с помощью которого в полевых условиях (in-situ) осуществлялись бы процедура отбора пробы и ее анализ. Это обстоятельство делало этот подход трудоемким и неэффективным. Поэтому развитие методов полевой радиометрии, которые обеспечивали бы измерения в полевых условиях без какой-либо предварительной информации о характере заглубления радионуклидов в почве, – актуальная задача при проведении обследований загрязненных территорий населенных пунктов, пойменных участков рек и т.п.

Метод пробоотбора является классическим способом определения характеристик загрязнения почвы. Как правило, традиционным является измерение активности гамма-излучающих радионуклидов счетных образцов почвы спектрометрическими полупроводниковыми или сцинтилляционными детекторами в геометриях сосуда Маринелли, «геологического кольца» или «Дента».

Метод пробоотбора включает в себя три этапа: 1 – отбор проб (счетных образцов) на местности; 2 – радиохимическое выделение и концентрирование определяемого радионуклида (при необходимости); 3 – спектрометрический анализ счетных образцов и определение активности находящихся в них радионуклидов. Такой подход является достаточно трудоемким, требующим длительного времени и достаточно дорогостоящим. Наиболее ярким примером этого может быть определение 90Sr, являющегося b-излучающим радионуклидом, требующим радиохимического выделения из исследуемых образцов. 90Sr занимает особое место из-за своей высокой подвижности в водной и почвенных средах. Являясь химическим аналогом стабильного кальция, 90Sr может через пищевые цепочки попадать в организм человека и накапливаться в костных тканях (90Sr – остеотропный радионуклид), что делает его достаточно опасным с радиологической точки зрения. Это обстоятельство требует постоянного контроля над содержанием 90Sr в почве и воде на загрязненных территориях.

Альтернативой традиционным радиохимическим методам может служить радиометрический метод определения содержания 90Sr. Основным недостатком радиометрического метода является его низкая чувствительность, однако он вполне конкурентно способен, если измеряемые уровни активности 90Sr выше предела его чувствительности.

При эксплуатации различных ядерных реакторов возникает необходимость определения радиационных характеристик ОЯТ как в процессе пребывания его в реакторе, так и в процессе хранения после выгрузки. Знание радиационных характеристик ОЯТ также важно при его транспортировке и утилизации, при радиохимической и металлургической переработке ТВЭЛов. Поскольку ОЯТ представляет собой высокоактивный материал, обращение с которым не позволяет проводить какие-либо операции по оценке его характеристик разрушающими методами, перспективным представляется применение спектрометрического метода, относящегося к методам неразрушающего анализа. Основой спектрометрического метода является измерение аппаратурного спектра излучения как материалов самого ядерного топлива, так и продуктов деления. Для этих целей необходимо использовать спектрометрическую аппаратуру высокого разрешения, т.к. в облученном топливе могут содержаться радионуклиды со сложным спектром излучения, требующие предварительной идентификации для количественной оценки. Однако получение аппаратурного спектра является необходимым, но не достаточным условием для определения характеристик топлива. Как правило, нужна дополнительная информация (значения различных калибровочных констант, необходимых зависимостей и т.д.), позволяющая по результатам спектрометрических измерений получать количественную оценку основных характеристик облученного топлива (глубины выгорания, времени выдержки, величины обогащения и т.д.). Такая дополнительная информация может быть получена расчетным путем с использованием метода Монте-Карло для условий реальной геометрии спектрометрического измерения. Метод Монте-Карло порой является единственным способом получения дополнительной информации, т.к. создание эквивалентного калибровочного источника либо не представляется возможным, либо не является универсальным в силу постоянно изменяющейся геометрии измерения (изменение формы, размера, структуры источника излучения). Поэтому использование метода Монте-Карло позволяет существенно расширить возможности спектрометрического способа оценки характеристик ОЯТ.



Методологический подход

В основу методологического подхода положены разработка и применение математических моделей радиометрических приборов и систем, созданных с использованием метода Монте-Карло. Эти модели позволили оперативно разрабатывать не только радиометрические приборы и системы (априори определять их метрологические характеристики и параметры), но и создавать для них методики измерения на основе анализа данных моделирования.



Основные положения, выносимые на защиту:

  1. Разработка метода радиометрического определения характеристик загрязнения почвы радионуклидами 137Cs в полевых условиях с помощью коллимированного спектрометрического детектора. Такой метод позволит без какой-либо априорной информации измерять поверхностную активность 137Cs в дозообразующем слое почвы (~3дсп) от уровней загрязнения ~ 20кБк/м2, определять толщину слоя, в котором находится свыше 80% общего содержания 137Cs, выявлять и оценивать толщину верхнего чистого слоя почвы.

  2. Создание радиометрического прибора и разработка метода оперативного измерения поверхностной активности радионуклидов 137Cs в донных отложениях с использованием водного погружного детектора. Этот способ позволит исключить применение процедуры пробоотбора.

  3. Разработка аппаратурного и методического обеспечения для измерения удельной активности 137Cs и60Со(152Eu) вдоль технологических скважин, с использованием погружных детекторов, работающих в спектрометрическом и токовом режимах. Такие приборы позволят определить характер распределений радионуклидов по глубине почвы, загрязненной в результате аварийных выпадений (авария на ЧАЭС), вблизи временных хранилищ радиоактивных отходов или сброса радиоактивных отходов в гидросистему рек (пойма р. Течи, Енисея).

  4. Разработка экспресс-метода для измерения удельной эффективной активности ЕРН в стройматериалах в полевых условиях (контроль на объекте).

  5. Разработка методов расчета мощности дозы на загрязненных территориях с учетом влияния естественного ландшафта, лесного покрова по данным радиометрической съемки и способы оценки радиационной обстановки аварийных объектов по данным дистанционных измерений системы радиационного контроля (гамма-локатор).

  6. Разработка способа определения уровня загрязнений бетона радионуклидами 137Сs и 60Со с использованием спектрометрических систем высокого разрешения.

  7. Разработка спектрометрического метода оценки характеристик отработавшего ядерного топлива (ОТВС) для идентификации ТВС по типу твэлов с применением мобильных спектрометрических систем с ОЧГ детектором.

  8. Создание аппаратурного и методического обеспечения для определения активности 90Sr(90Y) и неравновесного 238U(234mPa) в присутствии техногенных радионуклидов 137Сs и 60Со при проведении обследований загрязненных территорий, производственных объектов использования атомной энергии и реабилитационных работ (в полевых условиях).

  9. Разработка математических моделей спектрометрических детекторов гамма- и нейтронного излучения с кремниевыми фотоприемниками (фотодиоды и твердотельные фотоумножители) и создание на их основе детекторов для использования в приборах и системах радиационного контроля.

Личный вклад. Автор принимал непосредственное участие в создании математических моделей радиометрических приборов и разработке на их основе методик измерений, аппаратных средств, программного обеспечения для обработки результатов измерений; в разработке методов калибровки и их проведении для разработанных средств измерений; в осуществлении лабораторных испытаний, верификации и тестировании как методов, так и самих приборных средств. Автор разработал алгоритмы и способы оценки радиационной обстановки по результатам радиометрической съемки и дистанционных измерений радиоактивных загрязнений, которые нашли применение при проведении обследований территорий ряда населенных пунктов, пострадавших от аварии на ЧАЭС; при обследовании аварийных объектов ЧАЭС; при решении ряда радиоэкологических задач для пойменных участков рек, в которые осуществлялся сброс радиоактивных отходов; при проведении реабилитационных работ по ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов.

Разработал спектрометрический способ оценки характеристик отработавшего ядерного топлива, который нашел применение при выполнении работ по транспортировке ОТВС и выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии.



Лично принимал участие в некоторых экспедициях по обследованию загрязнений пойменных территорий рек и обследованию донных отложений, в проведении измерений при выполнении работ по ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов. Проводил расчеты и измерения, осуществлял анализ полученных результатов. Разработал математические модели сцинтилляционных детекторов, созданных на основе кремниевых фотоприемников, принимал участие в их разработке, испытаниях и оценке метрологических характеристик.

Практическая значимость работы состоит в том, что

  1. разработанные радиометрические средства измерений и методы были использованы в ходе работ по обследованию ряда территорий населенных пунктов Белоруссии и России, пострадавших в результате аварии на Чернобыльской АЭС. Эти средства и методы также использовались при обследовании пойменных участков рек Течи, Енисея, в гидросистему которых осуществлялся сброс радиоактивных отходов. Наиболее важной разработкой было создание гамма-локатора, с помощью которого дистанционным методом измерялась радиационная обстановка на 4-ом блоке ЧАЭС, на основе чего проводились дезактивационные работы.

  2. В 2002-2007 годах в рамках проекта «Реабилитация» при проведении работ по реабилитации объектов и территории РНЦ «Курчатовский институт» использовались приборы, системы и методики для определения состояния хранилищ РАО, для подготовки РАО к отправке в МосНПО «Радон», для измерения загрязнений грунта и объектов хранилищ. Разработанные методы и приборы использовались также в работах по подготовке и вывозу ОЯТ исследовательских реакторов Центра.

  3. В 2007-2008 гг. при обследовании радиоактивного загрязнения объектов и территории Кирово-Чепецкого химического комбината, на котором осуществлялась переработка гекса- и тетрафторида урана, использовался разработанный бета-радиометр для определения поверхностной и удельной активности 238U по регистрации бета-излучения равновесного 234mPa.

  4. Совместно со специалистами из Комиссариата по атомной энергии Франции, специалистами Германии, Дании, Норвегии был разработан и усовершенствован ряд аппаратных и программных средств, которые были использованы на объектах Европейского сообщества, а также при выполнении ряда совместных проектов.

Научные программы, в рамках которых были получены результаты диссертации. Диссертационная работа основана на результатах многолетних исследований (1992-2009 гг.), выполненных автором в рамках проекта «Реабилитация» в 2002-2007 годах при проведении работ по ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов на территории «Курчатовского института»; в рамках работ по Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015г.»; при выполнении международных проектов INTAS agreement No.–INTAS-93-2288 , INCO-COPERNICUS agreement No.–IC15-CT96-00807 (DG12-CDPE); проектов INCO-COPERNICUS Project ERB IC15-CT98-0219 («STREAM»); по программам МНТЦ «Радиационное наследие бывшего СССР» (RADLEG, RADINFO), в которых автор был исполнителем и научным руководителем («STREAM»).

Апробация работы. Основные положения диссертационной работы докладывались на следующих конференциях и симпозиумах: VI Российская научная конференция по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок, 1994, Обнинск; Всероссийская конференция "Радиоэкологические, медицинские и социально-экономические последствия аварии на Чернобыльской АЭС. Реабилитация территорий и населения". 1995, Москва; Всероссийская научно-практическая конференция «Чернобыль: 10 лет спустя. Итоги и перспективы. 1996, Брянск; International Conference «International and National aspects of Ecological Monitoring». St.Petersberg, 1997; VII Российская научная конференция «Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок». 1998, Обнинск; IEEE Nuclear Science Symposium-Medical Imaging Conference: 1997, Albuquerqe, New Mexico, USA; 2000, Lyon, France; 2008 Dresden, Germany; Международная конференция «Радиоактивность при ядерных взрывах и авариях». 2000, Москва. - СПб;5th International Conference on Environmental Radioactivity in the Arctic and Antarctic. St. Petersburg, Russia, 2002; Second AMAP International Symposium on Environmental Pollution of the Arctic. Rovaniemi, 2002; 6-я Международная конференция, Радиационная безопасность: Атомтранс-2003, Транспортирование радиоактивных материалов. Санкт-Петербург, 2003; Международная научно-практическая конференция «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности», Томск, 2004; WM'04 Conference, 2004, Tucson, AZ, USA; WM'06 Conference, 2006, Tucson, AZ, USA; Radioecology & Environmental Radioactivity Bergen, Norway, 2008; 7-я Международная конференция «Безопастность ядерных технологий: обращение с РАО» Санкт-Петербург, 2004; Международная конференция «Ядерная энергетика в Республике Казахстан. ЯЭ-2005», г. Курчатов, Казахстан, 2005; Международная конференция "Моделирование процессов переноса радионуклидов в окружающей среде и вопросы разработки баз метаданных по радиационным объектам Советского ядерного комплекса. РАДЛЕГ-РАДИНФО-2005". Москва, 2005; Международный семинар «Проблемы очистки и реабилитации территорий, загрязненных радиоактивными материалами». Москва, 2007; International Conference «20 years after Chernobyl: strategy for recovery and sustainable development if the affected regionas» Minsk–Gomel, 2006; семинар «Актуальные вопросы радиационной физики» кафедры "Биофизика, радиационная физика и экология" МИФИ, 2007, 2009, (рук. проф. Г.А. Федоров), семинар «Физика ядерных реакторов» (рук. проф. С.М. Зарицкий), 2009, РНЦ «Курчатовский институт».
Публикации.

По теме диссертации опубликовано 35 научных статей в реферируемых отечественных и зарубежных журналах (в том числе в журналах из Перечня ВАК – 19 статей),



Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения, списка используемых источников из 196 наименований. Общий объем работы 304 страниц, включая 155 рисунков, 21 таблицу.
СОДЕРЖАНИЕ И ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ РАБОТЫ
Во введении обосновывается актуальность темы, определяются цели и задачи исследования, научная новизна и практическое значение результатов работы, формулируются основные положения, составляющие предмет защиты.
Глава I. Радиометрические приборы для полевых измерений радиоактивных загрязнений
Раздел 1.1 посвящен изложению методики измерения характеристик загрязнения почвы радионуклидами 137Cs радиометрическим способом в полевых условиях. Для разработки и обоснования этой методики была создана математическая модель коллимированного спектрометрического детектора (являющегося основным элементом радиометра), основанная на методе Монте-Карло. Отличительной особенностью этого метода является возможность без априорной информации (о характере заглубления в почве) определять поверхностную активность 137Cs при его заглублении в почве до 25-35 см (основной дозообразующий слой), давать оценку величины заглубления радионуклидов в почве, обнаруживать наличие верхнего чистого слоя почвы и оценивать его толщину. Анализ результатов расчетов по указанной модели показал, что для решения такой задачи необходимо использовать несколько энергетических интервалов аппаратурного спектра, при этом не менее важным является их правильный выбор, т.е. определение оптимальных границ этих интервалов. При измерениях в полевых условиях заметное влияние может оказывать излучение естественных радионуклидов, поэтому другими задачами методики являются определение способа учета этого излучения и оценка минимальной измеряемой активности.

Данная методика измерения характеристик загрязнения почвы радионуклидами 137Cs была реализована в серии приборов, получивших название «Корад» (являющееся аббревиатурой выражения коллимированный радиометр). Были созданы различные модификации этого прибора, внешний вид которых показан на рис. 1. Различие в модификациях радиометров обусловлено использованием спектрометрических детекторов, созданных с применением различных фотоприемников (ФЭУ или фотодиодов), и различных переносных спектроанализаторов.





Рис. 1. Внешний вид радиометров «Корад» различных модификаций

В процессе разработки и использования перечисленных выше приборов проводились многочисленные интеркалибровки для сравнения данных измерений радиометрами «Корад» с результатами традиционного метода пробоотбора, полученными российскими и зарубежными исследователями. Результаты сравнений приведены на рис. 2, статистический анализ которых показал, что стандартное отклонение между данными пробоотбора и радиометрии не превышает 22%.






Рис. 2. Сравнения результатов измерений радиометром «Корад» и методом пробоотбора
Эти приборы использовались при обследовании загрязненных территорий ряда областей, пострадавших от аварии на ЧАЭС. В качестве примера результатов обследования на рис. 3 приведены фрагменты карт распределения поверхностной активности 137Cs, глубины его проникновения в почву, наличия и толщины чистого или условно чистого верхнего слоя на территории населенного пункта Заборье (Брянская область).

В процессе становления и отработки технологий, используемых на предприятиях ядерно-топливного цикла (ЯТЦ) бывшего СССР, были загрязнены пойменные участки рек: Течи, Енисея, Томи. Радиометры «Корад» использовались при обследовании поймы Течи и Енисея. На рис. 4 приведены фрагменты карт с информацией о характеристиках загрязнения пойменного участка Течи (район н.п. Бродокалмак, Челябинская область).



а) б) в)


Рис. 3. Фрагменты карт распределения поверхностной активности 137Cs (а), его глубины проникновения в почву (б), толщины чистого слоя (в) в н.п. Заборье (Брянская обл.) Легенда уровней загрязнения представлена в мкКи/м2.

а) б) в)



Рис. 4 Карты пойменного участка Течи. (а) – карта распределения поверхностной активности 137Cs; (б) – глубины проникновения 137Cs в почву; (в) – мощности аллювиальных отложений (толщины чистого слоя). Легенда уровней загрязнения представлена в мкКи/м2.
Для р. Енисей, с ее мощной гидросистемой, русловые процессы определяют характер и особенности радиоактивных загрязнений, которые происходили в результате сбросов отходов Красноярским ГХК в период половодий. Пример результатов профильных радиометрических измерений, ландшафтной съемки и литологии почвы пойменного участка островной системы р. Енисей показан на рис. 5.

Показательным является рис. 6, где приведена оценка мощности аллювиальных отложений на карте с ландшафтной информацией острова на реке Ипути (н.п. Старые Бобовичи, Брянская область). Оценка интенсивности аллювиальных отложений осуществлялась по результатам измерений параметра , который в методике характеризует толщину чистого слоя.



Раздел 1.2 посвящен описанию методики и прибора, предназначенного для измерения донных отложений рек и водоемов, которые оказались загрязненными в результате аварийных выпадений или сброса радиоактивных отходов. В настоящее время для исследования загрязнения донных отложений радионуклидами в качестве основного метода используется отбор проб с дальнейшим лабораторным измерением активности полученных образцов.



Рис. 5 Характер распределения радионуклидов 137Cs вдоль профиля с учетом ландшафтных особенностей и литологии почвы острова Тарыгин (р. Енисей)



Рис.6 Оценка интенсивности осаждения аллювиальных отложений на основе измерений радиометра КОРАД (параметр L0, см)
Однако такой способ является малопроизводительным, трудоемким, что особенно сказывается при изучении донных отложений, находящихся на большой глубине, так как для отбора их образцов требуются специальные пробоотборники. Спектрометрические детекторы, погружаемые на дно водоема или реки, значительно расширяют возможности изучения радионуклидного загрязнения донных отложений

Основные принципы радиометрического измерения характеристик донных отложений близки к указанному выше определению поверхностной активности 137Cs в почве с помощью радиометра «Корад». Спектрометрический детектор был изготовлен в водозащитном варианте и мог опускаться на глубину до 4 м (ограничение не является принципиальным). Детектор был изготовлен из сцинтиллятора CsI(Tl), оптически соединенного с кремневым фотодиодом. Такой подводный спектрометрический детектор при фиксированном стандартном положении (7 см от дна водоема), в основном, регистрировал излучение с площади 0,2 м2, что определяло его пространственное разрешение ~50см. За время экспозиции 5 мин с погрешностью, не превышающей 30%, такой погружной детектор позволял измерять в донных отложениях поверхностную активность 137Сs ~20 кБк/м2 (~0,5 Ки/м2).

На рис. 7 приведены данные распределений плотности загрязнения 137Cs на водном профиле р. Ипути (н.п. Старые Бобовичи, Брянская обл., июль 2000 г.). Данный прибор и методика использовались в аналогичных измерениях при обследовании донных отложений реки Плавы в Тульской области (Чернобыльские загрязнения), на Енисее, в ближней зоне влияния Красноярского ГХК, и дна водного резервуара №10 в районе Метлино (ПО «Маяк», Челябинская область).

Раздел 1.3 посвящен описанию радиометров с погружными коллимированными детекторами, предназначенных для измерения профиля распределения радионуклидов по глубине в почве (радиоэкологические задачи) или вдоль технологических зондирующих скважин (реабилитационные задачи). В таких задачах можно использовать детекторы, работающие как в токовом, так и в спектрометрическом режимах.




Рис.7. Распределение 137Cs в донных отложениях р.Ипути: 1-плотность загрязнения 137Cs; 2- величина заглубления цезия; 3-профиль дна реки.
Для радиоэкологических задач, как правило, используют спектрометрические коллимированные детекторы (СКД), т.к. они имеют более высокую чувствительность, а также возможность измерений в условиях загрязнений различными радионуклидами. В задачах, связанных с ликвидацией временных хранилищ радиоактивных отходов (ВХРАО), приходится иметь дело с измерениями высокоактивных отходов, поэтому в таких ситуациях применение токовых погружных детекторов оказывается целесообразным.

В этом разделе дано обоснование метода определения удельной активности радионуклидов с помощью СКД , который основан на измерении аппаратурного спектра гамма-излучения и дальнейшем использовании энергетических областей, соответствующих пикам полного поглощения наиболее представительных линий определяемых радионуклидов. Спектрометрические коллимированные детекторы были двух типов: с объемом кристаллов CsI(Tl) – 5,7 и 0,064 см3. Объем кристаллов определял их чувствительность, поэтому детектор с объемом 0,064 см3 использовался при обследовании технологических скважин ВХРАО, т.е. с высокими уровнями измеряемых активностей.








Рис. 8 Внешний вид погружного спектрометрического детектора с кристаллом CsI(Tl) объема 5,7см3

Рис. 9 Токовый коллимированный детектор с кристаллом CsI(Tl) объема 0,4см3

СКД с объемом кристалла 5,7см3 использовался в 2000г при обследовании поймы р. Енисей. Измерялись профили распределений удельных активностей 137Cs и 60Со в почве. В качестве иллюстрации на рис.10 представлены результаты измерений СКД (гистаграммы), которые сравнивались с данными измерений послойного пробоотбора.





Рис.10 Распределение удельной активности радионуклидов по глубине почвы. · – послойное измерение 137Cs проб в лабораторных условиях; Ñ – измерение погружным детектором; ■ – измерение 60Co в пробах; ∆ – измерение 60Co СКД в полевых условиях.

Рис. 11 Распределения удельных активностей 137Cs и 60Со вдоль технологической скважины. Измерения проводились токовым (ТКД) и спектрометрическим коллимированным детекторами (СКД).

Для измерений в технологических скважинах временных хранилищ радиоактивных отходов (ВХРАО), как правило, не требуется высокой точности определения значений удельных активностей, т.к. в таких задачах важно знать характер распределений и порядок измеряемых активностей. Токовый коллимированный детектор (ТКД) предназначен для оперативного измерения профиля распределения удельной активности 137Cs или 60Со по глубине скважины.

При преобладающей активности одного из радионуклидов показания ТКД и СКД практически совпадают. Типичные результаты измерений профилей распределений удельных активностей вдоль технологической скважины, проведенные ТКД и СКД, представлены на рис.11.



Раздел 1.4 посвящен описанию прибора и метода, предназначенных для определения активности радионуклидов в транспортных контейнерах. При выполнении работ по ликвидации ВХРАО на территории РНЦ «Курчатовский институт» возникла задача оценки активности 137Cs и 60Со в транспортных контейнерах.




Рис. 12 Внешний вид прибора в процессе измерения активности РАО в металлическом контейнере
Для этих целей был разработан радиометрический прибор с набором сменных сцинтилляционных детекторов (полевые спектрометрические коллимированные детекторы (ПСКД)) с объемом кристаллов CsI(Tl) – 5 и 20 см3. Разработанная методика и программа обработки результатов измерений позволяли проводить измерения трех типов контейнеров (металлические, бетонные и бетонно-металлические). Были проведены совместные испытания по измерению активности радионуклидов металлического контейнера с помощью ПСКД и мобильного спектрометрического комплекса ISO-CART фирмы «ORTEC», которые подтвердили хорошее совпадение результатов измерений. Использовать спектрометрические системы высокого разрешения в реальных условиях проведения реабилитационных работ не всегда удобно, т.к. они достаточно громоздки и требуют особой предосторожности, чтобы не допустить загрязнения этого оборудования на технологических площадках, которые, как правило, не отличаются чистотой относительно радиоактивного загрязнения. Поэтому в большинстве случаев такую задачу могут решать более простые компактные системы, созданные на основе сцинтилляционных детекторов. Внешний вид такого прибора показан на рис. 12.

Раздел 1.5 посвящен описанию разработанного экспрессного метода измерения удельной эффективной активности естественных радионуклидов стройматериалов, необходимость определения которой обусловлено действием государственного стандарта ГОСТ 30108-94. Естественными радионуклидами (ЕРН), содержащимися в строительных материалах, являются радионуклиды , и . Биологическое воздействие излучения указанных радионуклидов на организм человека определяется удельной эффективной активностью ЕРН (), которая находится по формуле: , где , и – удельные активности радия, тория и калия.

Экспрессный метод измерения основан на определении энергетического интервала аппаратурного спектра излучения строительных материалов, для которого скорость счета строго пропорциональна удельной эффективной активности ЕРН. Определение такого энергетического интервала позволяет просто и надежно измерять искомую величину и осуществлять это непосредственно в полевых условиях (на стройплощадках, складах, производственных условиях).






Рис. 13. Внешний вид прибора, реализующего экспрессный метод измерения удельной эффективной активности ЕРН строительных материалов.
Достоверность такого способа определения удельной эффективной активности ЕРН проверялась путем сопоставления данных, полученных в лабораторных условиях на спектрометрической установке «Прогресс», с помощью которой определялись покомпонентные удельные активности ЕРН счетных образцов в процессе измерения в геометрии Мариннели, и затем по указанной выше формуле рассчитывалась удельная активность. Как показали результаты анализа, оба метода согласуются между собой в пределах статистической погрешности измерений.
Глава II. Способы расчета дозовых полей по результатам радиометрических измерений радиоактивных загрязнений
Информация о распределении радионуклидов в почве, полученная с помощью радиометрической съемки, позволяет рассчитывать дозовые поля на загрязненных территориях. Для этих целей необходимо иметь предварительную информацию, полученную методом Монте-Карло, т.к. этот метод является практически единственным, который позволяет корректно учитывать рассеянное излучение в условиях неоднородной среды. Метод Монте-Карло является также единственным при создании моделей радиометрических, спектрометрических приборов и систем, с помощью которых разрабатываются методики измерений, определяются калибровочные параметры и зависимости, используемые при реализации той или иной методики измерения выше перечисленных приборов и систем радиационного контроля. Многие из этих задач требуют использования различных модификаций метода Монте-Карло, которые повышают эффективность и сокращают время расчетов.

Раздел 2.1 посвящен описанию тех модификаций метода Монте-Карло, которые использовались в расчетах как полей излучения, так и при создании математических моделей радиометрических приборов и систем. Для увеличения эффективности вычислений показаний детектора или характеристик полей излучения методом Монте-Карло используют как неаналоговое моделирование траекторий, так и различные свойства симметрии уравнения переноса (свойства инвариантности функции Грина уравнения переноса относительно сдвигов и поворотов в пространстве). Различные способы неаналогового моделирования называют модификациями метода Монте-Карло, которые дают одни и те же оценки определяемой величины (их математическое ожидание), но с различными дисперсиями. Задача неаналогового моделирования – выбрать, по возможности, модификацию метода Монте-Карло с наименьшей дисперсией определяемой величины. В этом разделе дано описание как стандартных модификаций метода Монте-Карло, таких как аналитическое усреднение поглощения, экспоненциальное преобразование, «метод максимального сечения» или δ-рассеяния, различные способы локальной оценки и т.п., так и способы использования свойств симметрии функции Грина уравнения переноса. Если среда, в которой распространяется излучение, обладает некоторой симметрией, то функция Грина уравнения переноса оказывается инвариантной относительно определенных преобразований аргументов, что позволяет установить ряд полезных соотношений для полей излучения в данной среде. Вследствие инвариантности функции Грина относительно смещений и поворотов, используя особенности поля излучения, можно повысить эффективность алгоритмов расчета полей излучения как распределенных, так и точечных источников излучения.

Раздел 2.2 посвящен применению метода рандомизации как способа учета естественного ландшафта поверхности почвы при расчетах основной характеристики поля излучения радиоактивных выпадений – дозовых полей. В результате радиоактивных выпадений радионуклиды со временем проникают в почву, тем не менее для расчета мощности дозы нужно знать не только характер их распределения в почве, но и учитывать естественный ландшафт границы раздела земля- воздух. В этом разделе показано, что задача переноса излучений в среде с неровной границей раздела земля-воздух (естественный ландшафт) сводится к задаче переноса в среде со случайно-неоднородной границей раздела двух сред. Примером такой случайно-неоднородной границы может служить граница раздела воздуха и водной поверхности, на которой образуется рябь, происходит наложение случайных волн и т.п. Указан способ расчета (алгоритм) полей излучения в таких случайно-неоднородных средах, а также форма представления предварительных данных, полученных методом Монте-Карло и необходимых для расчета мощности дозы по данным радиометрической съемки территорий радиоактивных выпадений.

Основным дозообразующим слоем почвы является слой толщиной в 30-40см (это примерно слой в три длины свободного пробега гамма-квантов с энергией 662кэВ), поэтому в качестве исходной информации необходимы данные о распределении радионуклидов вдоль поверхности и по глубине дозообразующего слоя. Как показали результаты анализа этой ситуации, для расчета мощности дозы достаточно упрощенного представления о характере распределения радионуклидов в почве, а именно в той форме, которую предоставляет радиометр «Корад». Получают такую информацию по результатам радиометрической съемки по сетке с переменным шагом (нерегулярная сетка – шаг сетки зависит от особенностей рельефа местности) или регулярной сетке, когда поверхность почвы разбивают на квадратные зоны одинакового размера.

Если выпадение радионуклидов произошло на территории лесного массива, то расчет поля излучения нужно проводить с учетом его влияния. Лесной массив так же, как и неровность границы раздела земля-воздух, оказывает дополнительное ослабление, что может повлиять на характеристики поля гамма-излучения. Показано, что задача переноса гамма-излучения в такой неоднородной среде сводится к задаче переноса в случайно-неоднородной среде, свойства которой однозначно определяются исходной средой и геометрией источника. Для плоского источника, каким является источник радиоактивных выпадений, рассматриваемая случайно-неоднородная среда имеет обычный смысл случайных реализаций статистического ансамбля стволов деревьев с заданной средней плотностью. Кроме того, показано, что помимо ослабляющего влияния лесного покрова на гамма-поле радиоактивных выпадений, необходимо учитывать дополнительный вклад, обусловленный излучением радионуклидов, находящихся в надземной фитомассе (хвоя, листья, древесина ствола, кора, ветви). Приведены примеры влияния каждого из перечисленных факторов на характеристики поля излучения радиоактивных выпадений.





Рис14. Фрагмент карты распределения мощности экспозиционной дозы в населенном пункте Заборье (1994 г.). Легенда уровней МЭД представлена в мкР/ч.

Рис. 15 Фрагмент распределения мощности эквивалентной дозы на острове Атамановский рассчитан по сетке с шагом 10 м (р. Енисей).

По результатам радиометрической съемки с помощью разработанных алгоритмов были проведены расчеты дозовых полей излучения на территории населенных пунктов Брянской области как наиболее пострадавших от аварии на ЧАЭС (г. Новозыбков, н.п. Заборье, Яловка, и др.). Пример расчета мощности дозы в н.п. Заборье показан на рис. 14.






Рис.16 Сравнения данных мощности эквивалентной дозы, полученных расчетным путем и измеренных дозиметром ДРГ-01т. Среднеквадратичное отклонение составляет 12%.
Подобные расчеты мощности дозы были проведены и для пойменных участков р. Енисея. В качестве иллюстрации на рис. 15 приведена карта распределения мощности дозы острова Атамановский, который оказался первым в цепи островов, расположенных ниже по течению Красноярского ГХК, и имеет наиболее высокие уровни загрязнения.

При наличии полной информации о загрязнении местности (полномасштабная радиометрическая съемка) описанный выше способ расчета мощности дозы дает очень хорошие результаты, сравнимые по точности с прямыми дозиметрическими измерениями. На рис.16 показаны результаты сравнений прямых измерений и рассчитанных значений мощности эквивалентной дозы, полученных на загрязненном участке местности площадью 3,1га. (н.п. Хальч, Белоруссия), где приведены данные сопоставления по 185 точкам измерений и расчетов.



  1   2   3


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

    Главная страница