Радиационная безопасность обслуживающего персонала

Введение

Проблема радиационной безопасности обслуживающего персонала и защиты окружающей среды от радиоактивных загрязнений является одной из тех ключевых задач, эффективность решения которой определяет масштабы практического использования атомной энергии.

Эффективность и качество биологической защиты как основного компонента обеспечения радиационной безопасности существенно зависят от точности и корректности инженерных методов расчета ослабления гамма-нейтронного излучения, используемых при проектировании атомных паропроизводящих установок (АППУ).

Из общего комплекса инженерных методов расчета эффективности защиты в отдельную группу выделяют так называемые методы расчета сплошной защиты. К этой группе методов относят расчетные методы решения задач защиты, в которых можно пренебречь влиянием прострела или натечки рассеянного излучения через неоднородности на характер ослабления, и величины основных функционалов гамма-нейтронного излучения. Типичным случаем сплошной защиты является одномерная (плоская, цилиндрическая или сферическая) защита.

Приближение сплошной защиты может быть использовано также для трехмерной защиты, если в ее составе не используются материалы с резко отличающимися рассеивающими и поглощающими свойствами, а также отсутствуют пустоты, зазоры и другие воздушные полости. Однако эти условия в реальной защите, как правило, не выполняются, поэтому приближение сплошной защиты может быть справедливым лишь для отдельных расчетных направлений. Расчеты реальной защиты, имеющей неодномерности, выполняются, поэтому в два этапа. На первом этапе находится распределение основных функционалов в защите без учета прострелов и натечки рассеянного излучения, т. е. используется приближение сплошной защиты. На втором этапе по вычисленным распределениям функционалов с помощью методов расчета неоднородной защиты оценивается вклад прострелов и натечки излучения в искомые функционалы.

Основными целями инженерного расчета сплошной защиты являются:

. Расчет пространственно-энергетического распределения нейтронов в реакторе и защите и определение основных функционалов нейтронов (мощность дозы нейтронного излучения за защитой, интегральный энергетический флюенс нейтронов на основные конструкции, распределение интегралов радиационного захвата и активации и т. д.).

. Расчет пространственно-энергетического распределения удельной мощности источников захватного гамма-излучения.

. Расчет ослабления гамма-излучения в защите и вычисление основных функционалов поля гамма-излучения (мощность дозы гамма-излучения за защитой, радиационное тепловыделение при поглощении гамма-излучения) [1].

1. Краткая характеристика задачи проектирования биологической защиты на АЭС

Проектирование биологической защиты в узком смысле сводится к расчету толщин и состава защитных экранов, обеспечивающих ослабление потоков ионизирующих излучений от заданного источника до безопасных согласно действующим нормам уровней.                               

Задачей проектирования биологической защиты в широком смысле называют разработку конструктивно-компоновочных решений, обеспечивающих весь комплекс требований по радиационной безопасности, которому должна удовлетворить разрабатываемая АППУ. Этот комплекс требований включает в себя:

1.       Обеспечение защиты обслуживающего персонала от воздействия ионизирующих излучений в процессе эксплуатации реактора.

2.      Защиту материалов, оборудования и конструкций от недопустимых воздействий (охрупчивание и распухание сталей, радиолиз воды, радиационный разогрев, активация и т. д.).

3.      Защиту окружающей среды от радиоактивных загрязнений (радиоактивные выбросы при работе реактора, радиоактивность отливных вод и т. д.).

Эффективность биологической защиты характеризуется кратностью ослабления основных функционалов (мощность дозы излучения, поглощенная доза, тепловыделение, число смещений, интеграл активации), описывающих взаимодействие полей ионизирующих излучений с веществом [1].

Для однозначного задания источника излучения должны быть указаны следующие характеристики [2]:

1. Вид излучения: нейтроны, фотоны, протоны, β-частицы, электроны, α-частицы и т. д.       

. Геометрия источника, источники: а) точечные; б) протяженные (линей- ные, поверхностные, объемные) с ограниченными, полу бесконечными или бесконечными размерами.

Точечным можно считать такой источник, максимальные размеры которого много меньше расстояния до точки детектирования и длины свободного пробега в материале источника (ослаблением излучения в источнике можно пренебречь).

Поперечные размеры линейных источников должны быть намного меньше расстояния до детектора и длины свободного пробега частиц в материале источника.

Поверхностные источники имеют толщину, намного меньшую, чем расстояние до точки детектирования и длина свободного, пробега в материале источника.

В объемном источнике излучатели распределены в трехмерной области пространства.

3.Мощность и ее распределение для протяженных источников: равномерное, экспоненциальное, линейное, по косинусоидальному закону.

.Энергетический спектр излучения: моноэнергетический, немоноэнергетический (дискретный или непрерывный спектр).

.Временное распределение излучения: импульсные, стабильные и нестабильные источники.

. Угловое распределение излучения.

В активной зоне ядерного реактора процесс деления ядер топливных материалов сопровождается генерацией ионизирующих излучений, в состав которых входят заряженные осколки деления, нейтроны, γ-кванты, β-частицы и нейтрино. Однако наиболее проникающими, а, следовательно, и имеющими определяющее значение для расчета и проектирования защиты, являются нейтроны и γ - излучение. В целом ионизирующее излучение (нейтроны и γ - кванты) в ЯЭУ можно разделить на первичное и вторичное.

Первичное ионизирующее излучение связано непосредственно с процессом деления ядер топливных материалов и генерируется в активной зоне ядерного реактора. В состав первичного ионизирующего излучения входят мгновенные нейтроны деления, запаздывающие нейтроны, мгновенные γ-кванты, запаздывающие γ-кванты, Вторичное ионизирующее излучение возникает в результате реакций взаимодействия нейтронов и γ-квантов первичного излучения с ядрами вещества. Источники вторичного излучения могут быть локализованы как в самой активной зоне, так и в других элементах конструкций ЯЭУ, в том числе и в слоях защиты. К вторичному ионизирующему излучению относятся фотонейтроны, образующиеся в результате ( γ, п )-реакции взаимодействия γ-квантов c ядрами вещества , захватное γ-излучение, возникающее в результате реакции радиационного захвата нейтрона, γ -излучение неупругого рассеяния нейтронов и активационное γ -излучение [3].

Источники гамма излучения:

• радиоактивные распады (релаксация возбужденных состояний ядер, образовавшихся в результате радиоактивного распада)

• ядерные реакции (релаксация возбужденных состояний ядер, образовавшихся в результате ядерных реакций)

• процессы аннигиляции пар частица‐античастица

• процессы прохождения заряженных частиц через вещество (отклонение энергичных заряженных частиц в магнитных и электрических полях, напр. синхротронное излучение).

• космические лучи и т.д.

Для описания защиты от излучений должны быть указаны следующие ее характеристики [2]:

1.      Назначение: биологическая (обеспечивающая допустимый уровень облучения обслуживающего установку персонала), радиационная (обеспечивающая допустимый уровень радиационных повреждений конструкционных и защитных материалов), тепловая (обеспечивающая допустимый уровень радиационного энерговыделения и температурного распределения в конструкционных и защитных материалах).

2.      Тип: сплошная (целиком окружающая источник излучения), раздельная (наиболее мощные источники окружает первичная защита, а между первичной и вторичной защитами также имеются источники излучения), теневая (защита устанавливается между источником излучения и защищаемой областью, размеры которой ограничиваются «тенью», «отбрасываемой» защитой), частичная (ослабленная для областей ограниченного доступа персонала).

3.      Компоновка: гомогенная, гетерогенная.

4.      Форма внешней поверхности: плоская, цилиндрическая, сферическая. биологический защита излучение детектор

5.      Геометрия: бесконечная (рис. 1.1, а), полубесконечная с детектором D на границе среды и источником 5 в среде (рис. 1.1, б), полубесконечная с источником 5 на границе среды и детектором D в среде (рис. 1.1, в), барьерная (рис. 1.1, г), ограниченная (рис. 1.1, д).

Защиту можно физически считать бесконечной, если любое окружение выделенной защитной среды любым дополнительным материалом не влияет на показания детектора, т. е. вероятность любой частицы, рассеянной за пределами выделенной среды, быть зарегистрированной детектором практически равна нулю.

Выделение в защите барьерной геометрии лишь части среды, например цилиндра, на оси которого с противоположных сторон находятся источник и детектор, приводит к ограниченной защите. Под ограниченной понимается среда, у которой хотя бы один из поперечных размеров (размер в плоскости, перпендикулярной прямой источник - детектор) не может быть принят за бесконечный.

Рис. 1.1. Геометрия защит и типичные траектории рассеянных в среде частиц

2. Исходная схема расположения источника, детектора и защитной стены

Рис. 2.1. Схема расположения источника, детектора и защитной стены

На рис. 2.1. представлена схема расположения источника, детектора и защитной стены, где h=250 см - высота цилиндра, R=125 см - радиус цилиндра, x=1,5 см - толщина стенки цилиндра, b=625 см - расстояние от оси цилиндра до точки детектирования, d- толщина боковой защитной стены из бетона.

3. Предварительный расчет требуемой мощности поглощенной дозы в точке детектирования

Согласно НРБ-2000 [4] предельная эффективная доза облучения для персонала составляет 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год. Примем среднегодовую эффективную дозу .

,

где - коэффициент, учитывающий радиочувствительность органа или ткани (причем  для всего организма равна 1); Н - эквивалентная доза, мЗв. Получаем

,

где - коэффициент излучения (причем  для фотонного излучения ); -поглощенная доза, Гр. Получаем

Изменение поглощенной дозы в единицу времени называется мощностью поглощенной дозы, т.е.

,

где dD - приращение поглощенной дозы за интервал времени dt.

Мощность поглощенной дозы , где - количество рабочих часов в год, при условии 36-часовой рабочей недели и отпуске 2 месяца.

,

причем мощность эквивалентной дозы

4. Предварительная оценка энергии γ-излучения источника и соответствующих ей коэффициентов ослабления излучения в материалах защиты, стенок цилиндра и самого источника

В активной зоне ядерного реактора происходит активация ядер, входящих в состав теплоносителя, обусловленная реакциями поглощения нейтронов (n, γ), (n, α), (n, р). В результате таких реакций из стабильных элементов образуются радионуклиды, излучение которых необходимо учитывать при проектировании защиты технологического контура ЯЭУ. С точки зрения обеспечения защиты персонала от излучений технологического контура, как правило, следует рассматривать только γ-излучение активированных ядер теплоносителя.

По заданию активность теплоносителя обусловлена активацией нейтронами изотопа ¹⁶O и ослабляющие свойства материала источника аналогичны свойствам воды().

Для водного теплоносителя реакция ¹⁶O(n,p)¹⁶N характеризуется наибольшим сечением активации по сравнению с другими реакциями взаимодействия нейтронов с изотопами кислорода. В результате этой реакции образуется радионуклид ¹⁶N, распад которого сопровождается излучением высокоэнергетических γ -квантов (Е_γ= 6,13 МэВ). Именно этот радионуклид в значительной степени определяет радиационную обстановку в районе размещения трубопроводов и оборудования технологического контура при работе реактора. Поскольку период полураспада радионуклида ¹⁶N составляет несколько секунд, через несколько минут после останова реактора собственная активность водного теплоносителя практически исчезает [5].

Энергия γ-излучения источника Е_γ= 6,13 МэВ, линейный коэффициент ослабления в материале источника(вода) , линейный коэффициент ослабления в материале защиты(бетон) , линейный коэффициент ослабления в стенках цилиндра (железо) [6]

5. Краткое изложение теории ослабления излучения цилиндрического источника за плоской защитой в радиальном направлении

Цилиндрическая форма источников весьма распространена в практике, поэтому существует несколько решений, описывающих их поле излучения [7]. Необходимо отметить, что ни одна из формул для определения поля излучения цилиндрического источника не имеет аналитического решения и не сводится к общеизвестным табулированным интегралам. Для этих источников выведены специальные функции, численные значения которых получены на ЭВМ.

В случае излучения цилиндрического источника за плоской защитой в радиальном направлении для вывода функции ослабления используется цилиндрическая система координат с центром в точке О. Интенсивность излучения в точке P в радиальном (боковом) направлении в плоскости нижнего основания самопоглощающего цилиндрического источника (рис. 5.1.)

Рис. 5.1. Излучение цилиндрического поглощающего источника в радиальном направлении

 (5.1)

где x - путь фотона в источнике; y - путь фотона в защите; ρ,ψ-геометрические параметры (рис. 5.1); q_V - объемная мощность источника. Эти геометрические параметры имеют вид

 где

В частном случае, когда детектор находится на высоте h₁ от нижнего торца цилиндрического источника,

 (5.2)

где  В плоскости центрального сечения, когда h₁=h/2, интенсивность излучения цилиндрического поглощающего источника

где . (5.3)

Численные значения функционалов поля излучения определяются с помощью ЭВМ и приведены в справочной литературе

6. Расчет толщины защиты с использованием номограмм для оценки требуемых функционалов поля излучения

При расчете толщины защиты от γ-излучения изотропных объемных источников с равномерно распределенной активностью удобно использовать графический метод расчета защиты, разработанный Н. Г. Гусевым.

Приведенные в приложении [6] номограммы для расчета защиты были построены решением соответствующих уравнений для предельно допустимой недельной дозы при облучении персонала (при 36-часовой рабочей неделе) за защитой.

Входной параметр номограмм - фиктивный объемный керма-эквивалент , [нГр·м²/(с·л)] см, который для цилиндрических источников определяется по формуле:

 (6.1)

Здесь: - объемный керма-эквивалент источника,[(нГр·м²/(с·л)];  - линейные коэффициенты ослабления в материале источника и защиты соответственно, см^-1.

При использовании номограммы для нестандартных условий проектирования защиты (самопоглощение излучения в теплоносителе и рассеяние излучения в материале защиты) . При этом

 (6.2)

где n - относительный вклад первичных фотонов i-й энергии источника в полный спектр по мощности эквивалентной дозы; n=1, т. к. источник моноэнергетический;

, где ДМД - принятая при построении номограмм мощность эквивалентной дозы, соответствующая облучению персонала при 36-часовой рабочей неделе (в расчетах принято ДМД = 27 мкЗв/ч),  - принятая в проекте мощность эквивалентной дозы

g - геометрический параметр характеризующий отличие положения точки детектирования от принятого расположения при построении номограмм, g = 1/2;

т - поправка на дифференциальный вклад рассеянных γ-квантов в материале источника, т=1(т.к. по условию задания рассеяние в материале источника не учитывается );

r - поправка учитывающая возможное наличие других источников или видов излучения, r=1;

s - поправка на адсорбцию активности на внутренних стенках аппаратуры;

 (керма-эквивалент точечного изотропного источника , где - мощность воздушной кермы фотонного излучения с энергией фотонов больше δ=30 кэВ, Гр/с; r-расстояние от источника до точки детектирования. , где -керма-постоянная, Гр·м²/(с·Бк); А-активность радионуклида источника, Бк. Керма-эквивалент для объемного изотропного источника с равномерно распределенной активностью равен сумме керма-эквивалентов составляющих его точечных источников и

.

Поверхностный керма-эквивалент . Аналогично объемный керма-эквивалент  и получаем, что , т.к. на внутренних стенках удельная поверхностная адсорбированная активность в два раза ниже объемной удельной активности и керма-постоянная остается неизменной);

и - коэффициент, характеризующий степень поглощения фотонов стенками емкости источника, где µ=µ_ст=0,240см^-1,d=1,5см - толщина стенок аппаратуры; В -соответствующий фактор накопления.

Фактор накопления в бесконечной среде может быть представлен в экспоненциальном виде:

 (6.3)

где A₁=2,9, α₁=-0,0825 и α₂=0,075 - табулированные коэффициенты, являющиеся функцией только энергии для железа [6].

По значениям  из номограмм Гусева [7] находим толщину боковой защитной стены.

Рассчитанная с использованием номограмм толщина защиты  не учитывает рассеянное в защите излучение. Переход к толщине защиты d₀ с учетом рассеянного излучения осуществляется по формуле, где -фактор накопления фотонного излучения в материале защиты.

где A₁=8,8694, α₁=-0,02358 и α₂=0,03132 - табулированные коэффициенты, являющиеся функцией только энергии для бетона [6].

Т.е. требуемая толщина защиты должна составлять примерно 72 см.       

7. Анализ изменения требуемой толщины зашиты при переходе на 40-часовую рабочую неделю

При переходе на 40-часовую рабочую неделю в первую очередь изменится мощность поглощенной дозы , где - количество рабочих часов в год, при условии 40-часовой рабочей неделе и отпуске 2 месяца.

,

причем мощность эквивалентной дозы

, т. к.

При этом , где в расчетах принято ДМД = 27 мкЗв/ч,  -принятая в проекте мощность эквивалентной дозы

А значение коэффициента

По значениям  из номограмм Гусева [6] находим толщину боковой защитной стены.

Рассчитанная с использованием номограмм толщина защиты  не учитывает рассеянное в защите излучение. Переход к толщине защиты d₀ с учетом рассеянного излучения осуществляется по формуле, где -фактор накопления фотонного излучения в материале защиты.

где A₁=8,8694, α₁=-0,02358 и α₂=0,03132 - табулированные коэффициенты, являющиеся функцией только энергии для бетона [6].

Т.е. при переходе на 40-часовую рабочую неделю требуемую толщину защиты необходимо увеличить примерно на 3,6 см.

8. Анализ изменения требуемой толщины зашиты при двукратном увеличении расстояния до точки детектирования

При двукратном увеличении расстоянии до точки детектирования в два раза увеличится абсолютное и относительное расстояния от оси цилиндрического источника до точки детектирования, т.е. b=625·2=1250см, р = b/R=1250/125=10.

Значения фиктивного объемного керма эквивалента  и безразмерного параметра k не изменятся ,т.е.

По значениям  из номограмм Гусева [6] находим толщину боковой защитной стены

.

Рассчитанная с использованием номограмм толщина защиты  не учитывает рассеянное в защите излучение. Переход к толщине защиты d₀ с учетом рассеянного излучения осуществляется по формуле, где -фактор накопления фотонного излучения в материале защиты.

где A₁=8,8694, α₁=-0,02358 и α₂=0,03132 - табулированные коэффициенты, являющиеся функцией только энергии для бетона [6].

Заключение

Задачей проектирования биологической защиты являлась разработка конструктивно-компоновочных решений, обеспечивающих весь комплекс требований по радиационной безопасности.

При расчете толщины защиты от γ-излучения изотропного объемного источника с равномерно распределенной активностью использовался графический метод расчета защиты, разработанный Н. Г. Гусевым.

По результатам расчета исходного задания получили:

·        толщина боковой защитной стенки из обычного бетона при 36-часовой рабочей неделе и расстоянии от оси цилиндра до точки детектирования 625 см составила 72см.

·        при переходе на 40-часовую рабочую неделю без изменения расстояния от оси цилиндра до точки детектирования толщина бетонной стенки увеличилась на 3,6 см и составила 75,6 см.

·        при двукратном увеличении расстояния от оси цилиндра до точки детектирования при 36-часовой рабочей неделе толщина защиты уменьшилась в 1,48 раза и составила 48,7 см.

Литература

1.   Кирюшин А.И. Инженерные методы расчета и проектирования биологической защиты атомных паропроизводящих установок/ А.И. Кирюшин, Е.А. Шлокин: Горький,1979.

2.      Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений(Справочник)/ В.П. Машкович, А.В. Кудрявцева: Энергоатомиздат, 1995.

3.      Перевезенцев В.В. Основы инженерных методов расчетов защиты от ионизирующих излучений ядерных энергетических установок/ В.В. Перевезенцев.- Москва: Издательство МГТУ им. Н.Э. Баумана,1994.

.        Нормы радиационной безопасности (НРБ - 2000), Минздрав РБ. - Мн., 2000

5. Перевезенцев В.В. Процессы переноса и накопления активности в технологическом контуре ядерной энергетической установки/ В.В. Перевезенцев.- Москва: Издательство МГТУ им. Н.Э. Баумана,2004.

6.   Иванов, В.И. Сборник задач по дозиметрии и защите от ионизирующего излучения/ В.И. Иванов, В.А. Климанов, В.П. Машкович.-Москва: Энергоатомиздат, 1992.

7.      Гусев Н. Г. Защита от ионизирующих излучений/ Гусев Н.Г., Климанов В. А., Машкович В. П., Суворов А. П.- Mосква: Энергоатомиздат, 1989.