CC BY
217
ГЛОБАЛЬНАЯ ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ, 2012 №4(5), С 37-48
_ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ, РАДИАЦИОННОЙ _
И ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
УДК 621.039.564
ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДА МОНТЕ-КАРЛО В ЗАДАЧАХ ОЦЕНКИ ПОСЛЕДСТВИЙ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЙ
© 2012 г. М.В. Жилина
Федеральное бюджетное учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной
безопасности», Москва.
Поступила в редакцию 10.02.2012 г.
Рассматривается применение метода Монте-Карло с использованием метода локальной оценки потока в задачах радиационного мониторинга окружающей среды. С помощью разработанного метода были рассчитаны радиальные распределения мощности дозы фотонного излучения от объемного и поверхностного (стены, пол, потолок) источников фотонного излучения, возникающих при выбросе газоаэрозольной радиоактивной примеси в контаймент реактора, которые удовлетворительно согласуются с данными, полученными иным способом (методы дискретных ординат, моментов).
Разработанный метод применим для решения следующих практических задач: оценка величины мощности дозы и фактора накопления от радиоактивного газоаэрозольного столба, возникающего при выбросе радиоактивной примеси через венттрубу АЭС, что в дальнейшем позволяет определить полную объемную активности примеси; определение оптимальной высоты и площади сканирования при оценке радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности с помощью БДК, а также определение спектральных характеристик фотонного излучения по показаниям датчиков АСКРО.
Ключевые слова: метод Монте-Карло, радиационные характеристики, мощность дозы фотонного излучения, радиационный мониторинг, беспилотный дозиметрический комплекс, спектральные характеристики.
В настоящее время основные методы расчёта мощностей доз от радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности, а также воздушного бассейна, служащие для оценки мощностей доз внешнего облучения, основаны либо на концепции лучевого равновесия, либо, в лучшем случае, на интегральных методах с учётом фактора накопления [1].
Анализ методов оценки последствий радиационных аварий в помещениях реакторного блока на АЭС показал невозможность использования метода лучевого равновесия для оценки величины мощности дозы внешнего облучения в силу нарушения условий однородности среды на границе раздела двух сред, а для использования интегрального метода требуется знание величины дозового фактора накопления [2].
Одним из перспективных методов решения поставленной задачи является метод Монте-Карло, представляющий собой численное моделирование физического процесса распространения фотонного излучения в среде, который свободен от этих недостатков [3], тогда как технические возможности ныне существующих персональных компьютеров позволяют использовать этот метод без каких-либо ограничений.
Указанный подход к расчету доз на местности позволяет более корректно оценивать радиационные поля на площадке реакторного блока, в санитарно-защитной зоне (СЗЗ) и зоне наблюдения (ЗН). Это, в свою очередь, позволит повысить
©Издательство Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», 2012
требования к системам локализации аварий на реакторном блоке и, следовательно, повысит его безопасность.
Прежде чем оценивать радиационную обстановку окружающей среды, необходимо охарактеризовать ситуацию во внутренних помещениях АЭС или радиационно-опасном предприятии, где произошла авария, и, в первую очередь, определить дозовые нагрузки на персонал.
В условиях радиационной аварии при равномерном распределении концентрации газоаэрозольной радиоактивной примеси по объему энергоблока оценку дозовых нагрузок на персонал в любой точке нахождения субъекта можно получить расчетным путем, используя интегральный метод расчета мощности дозы внешнего облучения
П^у^к):
D'(xl,yJ ^ )= ЕуЛ(Еу ^ и |BF (Еу К )ехр(- )К )/ R 2 dV, (1)
V
где х1, yj, zk - координаты точки наблюдения;
х, у, z - текущие координаты dV=dxdydz;
п(еу), р,(еу), у(Еу) - квантовый выход, коэффициенты линейного ослабления и
поглощения фотонного излучения в воздухе с энергией Еу соответственно;
ио - объемная активность;
Бр(Еъ К) - фактор накопления;
К - расстояние между элементарным источником dV и точкой детектирования,
к=^х^х^цу^у^т^,
V - область интегрирования.
Однако для оценки этой величины требуется знание дозового фактора накопления, величина которого известна для бесконечной, полубесконечной сред и в условиях барьерной геометрии [4], поскольку рассматриваемая среда не подходит ни под одну из перечисленных, величина Бр(Еу, К) остается неопределенной, в связи, с чем и возникает задача разработки метода её оценки. Как указывалось ранее, одним из перспективных методов решения поставленной задачи является метод Монте-Карло.
Расчет дозового фактора накопления и мощности доз внешнего облучения указанным методом осуществлялся от объемного и поверхностного источников у-квантов, возникающих при аварии, при условии, что расстояние источник - детектор не превышает 4^. В основе аварии лежит сценарий, в соответствии с которым в контаймент, который моделируется цилиндром конечной высоты Нк = 25 м и радиусом Кк = 22,5 м с защитной бетонной оболочкой, выбрасывается радиоактивная газоаэрозольная примесь, распределяющаяся за короткий промежуток времени равномерно по его объему, представляя собой объемный источник. После выдержки и удаления из контаймента радиоактивной газовой фазы внутренняя поверхность контаймента (пол, потолок, стены), на которой сорбируются радиоактивные аэрозоли, представляет собой поверхностный источник (рис. 1).
Для полного представления о работе программы рассчитывались радиальные распределения мощности дозы П(т, к, Е0) и фактора накопления Бр(г, к, Е0) (рис. 2) на различной высоте в контайменте и для различных энергий у-квантов [2]. Радиальные распределения мощности дозы D'(r, к, Е0) нормировались на значение мощности дозы и (г, к, Е0), вычисленной в точке г = 0, к = 1м при той же энергии фотонного излучения.
Рис. 1. Измерение мощности дозы в контайменте, Ик , - высота и внутренний диаметр контаймента.
С целью проверки результатов расчетов, полученных в рамках метода Монте-Карло и обоснования методики оценки последствий радиационных аварий в помещениях реакторного блока с реактором ВВЭР-1000 были проведены расчеты радиальных распределений мощности дозы внешнего облучения и дозового фактора накопления по программам «Каскад-Радуга» [5], основанных на методе дискретных ординат [6].
На рис. 3 приведены радиальные распределения мощности дозы внешнего облучения и фактора накопления от поверхностного источника в контайменте реактора для энергии фотонного излучения равной Е0 = 0,261 МэВ при И = 4 и 11м, полученные в рамках метода Монте-Карло (1,2) и методом дискретных ординат (3,4) по программе «Каскад-Радуга» (5).
1.4
:
^ о-н
0.3 т 0
о.1 :
О^и-^-^-^-—-Г--—-—--
О 5 10 15 20 25
г, .11
Рис. 2. Радиальные распределения мощности дозы Б'(г, И, Е0 )/Б'(0, 1, Е0) (а) и дозового фактора накопления Бр(г, И) (б) в контайменте реактора ВВЭР-1000 при Е0 = 0,261 МэВ на высоте И = 4 м. расчет методом: Монте-Карло (1); по программе «Каскад-Радуга»(2).
Рис. 3. Радиальные распределения мощности дозы внешнего облучения О'^(г, И, Е0)/О'^ (г=0, И=1, Е0) (1,3) и фактора накопления БДг, И, Е0) (2,4,5) от поверхностного источника в контайменте при Е0 = 0,261 МэВ на высоте И = 4м (1,2); И =11 м (3,4,5). Расчет методом Монте-Карло (1,2,3,4) и по программам «Каскад-Радуга»(5).
При проведении расчётных оценок радиационных характеристик в контайменте реактора ВВЭР-1000 в условиях радиационных аварий по методу Монте-Карло [2,7] было получено, что при использовании объемного или поверхностного изотропных источников результаты, полученные в указанных работах, удовлетворительно согласуются с расчетными данными, найденными иными методами (методом моментов, методом дискретных ординат) на расстояниях от источника не больших 4 длин свободного пробега (рй, д.с.п.).
При решении задач прохождения фотонов через однородную гомогенную среду (воздух) для плоского мононаправленного источника было найдено, что область применимости указанного метода ограничивается рй~ 10 [8], а в работе [6] - рй ~ 6-8.
Таким образом, различие в диапазоне области применимости метода Монте-Карло в указанных выше работах потребовало её уточнения, как для плоского мононаправленного источника, так и для изотропных источников, объёмное и поверхностное распределения которых представляют собой наиболее реальные источники при распространении радиоактивной газоаэрозольной примеси в атмосфере.
При проведении расчетных исследований наиболее характерной величиной, по которой можно было бы проследить уточнение диапазона применимости метода Монте-Карло, является величина дозового или энергетического факторов накопления. Поэтому для решения поставленной задачи было целесообразно найти пространственное распределение дозового фактора накопления Бг(рй,Ео) точечного изотропного источника фотонного излучения в однородной гомогенной среде (воздухе) при различных энергиях фотонов (Е0), который в дальнейшем мог бы быть использован в интегральных методах оценки распределений мощностей доз [4,6].
Н№
[ а, 4 I
Ж ю
I
О 1 I Л 4 5 6 7
Рис. 4. Дозовый фактор накопления Бв(рй, Е0) при Е0 = 0,15 МэВ в воздухе от точечного изотропного источника фотонного излучения. Расчет методом Монте-Карло (1); методом моментов (2) [4].
Полученные зависимости дозового фактора накопления как функции от расстояния источник - детектор рй, представленные на рис. 4, показывают, что расчеты, выполненные по методу Монте-Карло совпадают с результатами, представленными в работе [4] в пределах погрешности (10-15%) до рй < 4 при начальных энергиях фотонного излучения от 0,1 до 1,5 МэВ, а при рй > 4 расхождение с другими результатами возрастает. В работе [8] было получено, что предельным расстоянием в единицах рй, при котором результаты расчёта методом Монте-Карло согласуются с результатами работы [4], составляет 8-10 д.с.п. фотона в рассматриваемой среде. Чтобы убедиться в корректности разработанного алгоритма, использующего метод Монте-Карло и его применимости при рй < 4 для точечного
изотропного источника [4], целесообразно было проверить работу программного модуля с использованием плоского мононаправленного источника фотонов, представляющего собой суперпозицию точечных мононаправленных источников, равномерно распределённых на плоскости. Зависимость энергетического фактора накопления БЕ(цй,Е0) от расстояния источник-детектор цй при энергии фотонов Е0 = 0,5 МэВ представлена на рис. 5 [9].
Рис. 5. Энергетический фактор накопления БЕ(цй, Е0) при Е0 = 0,5 МэВ в воде от плоского мононаправленного источника фотонного излучения. Расчет методом Монте-Карло (1);
методом моментов (2) [4].
Как видно из рисунков зависимости энергетического фактора накопления БЕ(цй,Е0) для различных энергий фотонов [9], расчеты, выполненные по методу Монте-Карло, совпадают с результатами, представленными в работе [4] в пределах погрешности (10-15%), при цй < 7-8, а при цй > 7-8 расхождение с другими результатами возрастает. Из рисунков также видно, что вид зависимости для экспериментальных данных значительно отличается от зависимости БЕ(цй,Е0), полученной по данным работы [4], то есть, начиная с некоторого цй (с цй = 8-9) кривая, полученная по методу Монте-Карло, убывает, а кривая, построенная по данным работы [2,7], возрастает при увеличении цй, что и согласуется со всеми известными результатами [4].
Таким образом, анализ полученных данных позволяет сделать вывод, что метод Монте-Карло применим для оценки мощностей доз внешнего облучения от изотропного источника, включая и точеный, при цй < 4 (погрешность при этом не превышает 10%), а для плоского мононаправленного источника фотонного излучения метод применим для цй < 7-8 (погрешность составляет 10-15%).
Перспективными методами, позволяющими уменьшить погрешность расчетов на больших расстояниях от источника излучения, являются методы смещенных пробегов и минимума дисперсии (МД - метод) [4,6]. Использование указанных методов позволяет расширить диапазон применимости метода Монте-Карло до 15 - 16 д.с.п., при этом погрешность составляет величину не большую 15-20% [9].
С помощью разработанного метода можно оценить величину мощности дозы, создаваемую в вентиляционной трубе АЭС непосредственно радиоактивной газоаэрозольной примесью при выбросе последней. При этом использование несложных технологий [7] позволяет определить не только величину её объемной активности, но и парциальную активность каждого радионуклида. Как показывают расчеты, которые проводились в рамках работы [7] с использованием метода Монте-Карло, радиальное
распределение мощности дозы в венттрубе диаметром ~ 2 м при равномерном распределении газоаэрозольной радиоактивной среды носит неравномерный характер, который отличается в зависимости от высоты измерения (расчета) (рис. 6). Что же касается фактора накопления, то расчеты, проведенные в этой же работе, показывают (рис. 6), что величину последнего с погрешностью не более 10% можно принять за
постоянную Вр {Еу, гв )= Врс = 1,05.
о м ол О-З
Г, я
Рис. 6. Радиальное распределение мощности дозы внешнего облучения (а) и фактора накопления (б) от газоаэрозольного источника, равномерно распределенного по объему вентиляционной трубы на высоте 0,5 м от ее основания (Еу=0,261 МэВ) (1), в устье на высоте 119 м при Еу=0,261 МэВ (2) и при Еу=0,661
МэВ (3) [7].
Для решения задач, связанных с оценкой уровней радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности в следе радиоактивного облака или на территориях, ранее подвергшихся радиоактивному загрязнению, целесообразно использовать беспилотный дозиметрический комплекс (БДК) [10]. Для чего проводится пилотирование БДК над подстилающей поверхностью на определенной высоте, регистрируется аппаратурный спектр гамма-излучения радионуклидов, загрязняющих подстилающую поверхность, а гамма-детектором регистрируется значение мощности дозы гамма-излучения [10].
В этой работе основное внимание уделялось определению поверхностной концентрации радиоактивных аэрозолей в следе радиоактивного облака.
Парциальная концентрация радионуклидов определяется выражением:
Х(Р)=-г-°Ы{Х°'У°'КУ Р'-у
2п ■ 1.458-1051 ¿В, Е)^(Е1)Р(Е,. )р! I / еХр- ^ )и] аи _ | )и] аи ^ехр^Е )НВ(^ - 1
гдер, находят по формуле на основе показаний спектрометрического датчика.
Оценка указанной величины потребовала уделить существенное внимание определению высоты и эффективной площади сканирования (рис. 7).
Рис. 7. Определение оптимальной высоты сканирования подстилающей поверхности.
Для оценки высоты пилотирования проводились расчеты высотного распределения мощности дозы для различных энергий фотонного излучения с учетом отражения у-квантов от подстилающей поверхности (методом Монте-Карло) и без (по аналитической формуле, с учетом фактора накопления в виде Бергера) (рис. 8). Результаты расчетов выявили существенное различие в распределениях [10]. Наиболее простой способ учесть это отличие состоит в определении поправочной функции у(Ег) = (рис .9), которая не зависит от высоты сканирования, где ^'МК -
мощность дозы фотонного излучения, рассчитанная методом Монте-Карло, П'ф -мощность дозы фотонного излучения, рассчитанная по формуле [10]. Введение поправочной функции у(Ег) позволяет уменьшить погрешность расчета аналитическими методами до 10% (погрешность метода Монте-Карло).
Рис. 8. Зависимость мощности дозы фотонного излучения на высоте от подстилающей поверхности, загрязненной в результате радиационной аварии, как функция высоты для у-квантов Еу = 0,15, рассчитанная методом Монте-Карло (суммарное излучение (1), рассеянное излучение (2))
и по формуле [10] (3).
1.6
0,6
0,4 ...................
О О J 0,8 1,2 Кб 2
В^ЬШ
Рис. 9. Расчетные значения поправочного коэффициента как функции энергии гамма-излучения
на высоте 60 м (1), 80 м (2), 100 м (3).
Результаты оценки высоты сканирования подстилающей поверхности, загрязненной радиоактивными аэрозолями в результате радиационной аварии, показали, что оптимальная высота сканирования, на которой БДК должен осуществлять радиационный контроль составляет от 40 до 100 м (ниже будет мешать растительный покров и неоднородность орографии подстилающей поверхности, выше - происходит существенный спад мощности дозы гамма-излучения и для набора достаточной статистики при работе спектрометра необходимо более продолжительный промежуток времени, что не обеспечивает условие передачи информации в режиме on-line), а радиус эффективной площади сканирования определяется соотношением ггр ~ 3hD.
В условиях, когда выброс радиоактивных примесей происходит не через венттрубы АЭС, а из отверстий, клапанов, неплотностей сосудов, рваных отверстий или щелей, возникающих в случае взрыва или разрыва резервуаров, находящихся под высоким давлением и высокой температурой, экспериментально почти невозможно определить ни параметры струи, выбрасываемой из отверстий, ни объемную активность примесей, ни их радиационные характеристики, поскольку не известен спектр или средняя энергия фотонного излучения, и, в конечном счете, невозможно определить масштабы радиоактивного загрязнения окружающей среды и оценить его экологические последствия, так как подобные аварии являются крайне редкими и не могут быть прогнозируемыми. Тем не менее, радиоактивное загрязнение окружающей среды в этом случае может быть успешно оценено при использовании показаний технологических датчиков, устанавливаемых в сосудах и определяющих температуру и давление среды, и показаний датчиков автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО), определяющих мощность дозы внешнего облучения от облака, образовавшегося в результате выброса. При этом датчики на промплощадке и в СЗЗ должны быть расположены по определенному правилу, которое требует, чтобы расстояние от возможного источника радиационной опасности (АЭС) до любого датчика было строго различно. Чтобы убедиться в этом, достаточно рассмотреть в общем случае выражение для мощности дозы в точках Pi,j,k = P(xi, yj, zk), расположенных на подстилающей поверхности:
Qv ]аХ а(Б)р а (Б)[в(Б, R, ^к )/Я?/к ^хр[- ц(Б)Я,/,к ]ф(Б)EdE = О(Я,,,к ) , (2)
где Яг,ьк= Я,;, = 1,2,3..^,;
N - достаточное число детекторов фотонного излучения системы АСКРО [11].
Уравнение (2) относительно функции ф(Е) представляет собой уравнение Фредгольма первого рода и относится к классу некорректных задач при заданной погрешности АО измерения датчиков фотонного излучения. Нетривиальное решение этого уравнения возможно, если Я, Ф Я,+1 Ф Я,+2... Яыд . Уравнение (2) решают заменой
ф(Е) групповым спектром, аппроксимацией интеграла конечной суммой и, таким образом, при различных , задачу сводят к системе линейных алгебраических уравнений, т.е. решают систему вида:
Аф = Ь, (3)
где А - матрица ЫдхМ (Ыд > М) с матричным элементом а :
= а(Б} )ц(Ej )1 + а(Б/ МБ/)Я, ехр[Ь(Б, МБ/ )Я, ]}ехр[- ^ )Я, ]Ej АЕ где ф - вектор искомого решения с компонентами ф/,j = 1, 2, 3,...М;
Ь - заданный вектор результатов измерений с компонентами О, =О(Я,) Я2 ^
V.
Из имеющихся методов решения подобных систем уравнений наибольшее применение получили методы регуляризации [12] и итеративной регуляризации [13], в которых искомое решение находят, учитывая погрешность как правой части уравнения
(3), так и оператора А , если она есть (в данной задаче эта погрешность может быть обусловлена фактором накопления). Вместе с тем, для задач спектрометрии ионизирующего излучения разработаны и специальные методы, особенностью которых является жесткое требование положительности решения ф/ >0, / = 1,2,3,...М и
отсутствие погрешности в операторе А [14,15]. Для проверки методов расчета ф/ используется так называемый метод «бумажного эксперимента»: задают исходный спектр фапр(Б), затем по уравнению (3) находят значения О(Я,), которые искажают в пределах погрешности реальных показаний датчиков (15^25%), после чего решают обратную задачу определения ф/. [11]. Однако в рамках данной работы нет необходимости искажать результаты показаний датчиков АСКРО, так как значения мощностей доз внешнего облучения рассчитывались с помощью программного модуля, в основе которого лежит метод Монте-Карло [2,3,9], а статистическая погрешность указанного метода составляет 10-15%.
Для решения уравнения (3) были использованы методы N. Scofield [14] и У. Би [15]. Эти методы отличаются от метода работы [12] тем, что они требуют строгой положительности решения, что полностью отвечает рассматриваемой задаче. Между собой эти методы отличаются определенным алгоритмом, суть которого сводится к поправке диагональных элементов матрицы. Последнее определяет скорость сходимости задач, которые решают, используя итерационные процедуры.
Рис. 10. Гистограммы спектров фотонного излучения: 1 - восстановленный с использованием метода N.Scofield (Еср=0,460 МэВ) (а) и Y.Su (Еср=0,457 МэВ) (б) , 2 - исходный ф(Е)шр (Еср=0,458 МэВ).
Условие Яг ф Яг+1 ф Яг+2...фЯмд , г = 1,2,3...накладывает определенные
требования на размещение датчиков фотонного излучения АСКРО, которые сводятся к исключению осевой и центральной симметрии при их размещении. Более подробно принцип размещения датчиков АСКРО в СЗЗ рассмотрен в [11].
На рис. 10 представлены результаты решения уравнения (3) по методам N. Scofield [14] и Y. Би [15]. Анализ гистограмм показывает, что исходный и восстановленный спектры удовлетворительно согласуются в области мягких энергий (до 0,6 МэВ), что подтверждается данными работы [16].
По гистограммам восстановленных спектров фотонного излучения (рис. 10) стало возможно определить среднюю энергию фотонного излучения. Вычисление средней энергии фотонного излучения радиоактивной примеси, формирующей радиоактивное облако, позволяет найти все необходимые параметры для проведения прогностических оценок дозовых нагрузок на персонал и население в условиях радиационных аварий. Средняя энергия представленных распределений представляет собой интегральную величину:
Е
Е
ЕСр = | Ер(Е УЕ \р{Е ^Е
Е
Е
В таблице 1 приведены результаты расчетов спектров и средних энергий фотонного излучения, выполненные по методам N. БсойеЫ [14], Y. Би [15], априорного спектра фапр(Е), а также решение системы линейных алгебраических уравнений, полученное тривиальным обращением матрицы (неудовлетворительное
решение)
^^ §1 ^ Л Л) Ь,
где
Л* -
матрица сопряженная
А л У1
- обратная
матрица размером М х М ; Ь — АО - вектор. Сравнение результатов расчетов средних энергий восстановленных спектров и средней энергии априорного спектра
показывает абсолютное совпадение значений погрешность расчетов составляет не более 1 %.
средней энергии Еср, абсолютная
Таблица 1. Сравнение исходного фапр и восстановленных спектров
Индекс Энергия Спектр ф(Е,)
j Ej , МэВ Вычисленный методом
Априорный Еср, МэВ Y.Su [22] Еср, МэВ N. Scofield [21] Еср, МэВ обр. матр.
1 0,25 2,359 1,722 1,573 19,285
2 0,364 1,618 0,458 1,070 0,460 1,332 0,457 -33,735
3 0,497 1,178 1,269 1,123 28,269
4 0,605 0,638 0,939 0,972 -8,819
Следует также отметить, что найденная таким образом средняя энергия фотонного излучения от объемного источника, образовавшегося в результате радиационной аварии на ОИАЭ, по показаниям датчиков системы АСКРО не будет соответствовать какому-либо определенному радионуклиду, но, тем не менее, даст возможность провести оценки дозовых нагрузок на персонал и население.
Рассмотренный метод определения спектральных характеристик фотонного излучения по показаниям датчиков АСКРО позволяет существенно упростить процедуру принятия решения при аварии на АЭС или любом другом ОИАЭ.
Таким образом, метод Монте-Карло с использованием метода локальной оценки потока позволяет оценивать радиационные характеристики окружающей среды в условиях радиационных аварий, учитывая особенности, возникающие на границе раздела двух сред. Анализ результатов расчета показал, что указанный метод применим для расчета радиационных характеристик, таких как мощность дозы фотонного облучения, на расстояниях источник-детектор не превышающих 4 д.с.п. фотона в среде при энергиях источника фотонов, лежащих в интервале от 0,1 до 1,5 МэВ, при этом абсолютная величина расхождения результатов расчета с данными, полученными по методу моментов [4], колеблется в пределах 10-15%. Использование МД-метода и метода смещенных пробегов позволяет расширить диапазон применимости метода Монте-Карло до 15-16 д.с.п. фотона в среде, а величина абсолютной погрешности результатов расчета не превышает 20%.
Однако в условиях радиационной аварии применение метода Монте-Карло нецелесообразно, поскольку требует больших временных затрат. Поэтому для оценки радиационных характеристик использование интегральных методов или метода, основанного на концепции лучевого равновесия с учетом особенностей на границе раздела сред (земля-воздух) является оптимальным. При этом указанные особенности можно учесть с помощью рассмотренного выше метода введением поправочных функций или коэффициентов.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Иванов, В.И. Курс дозиметрии [Текст] / В.И. Иванов. - М. : Атомиздат, 1978. - 392 с.
2. Елохин, А.П., Хмылёв, А.Н., Жилина, М.В. Метод оценки последствий радиационных аварий в помещениях реакторного блока на АЭС с реактором ВВЭР-1000 [Текст] / А.П. Елохин ; А.Н. Хмылёв ; М.В. Жилина // Ядерные измерительно-информационные технологии. - 2007. -№1(21). - C. 3-21.
3. Метод Монте-Карло в проблеме переноса излучений [Текст] / Под ред. чл-корр. АН СССР Г.И. Марчука. - М. : Атомиздат, 1967. - 256 с.
4. Машкович, В.П., Кудрявцева, А.В. Защита от ионизирующих излучений [Текст]: Справочник / В.П. Машкович ; А.В. Кудрявцева. - М. : Энергоатомиздат, 1995. - 496 с.
5. Волощенко, А.М., Швецов, А.В. КАСКАД-С-2.5 - программа для решения уравнения переноса нейтронов, фотонов и заряженного излучения методом дискретных ординат в двумерной
геометрии. Инструкция для пользователя. Отчет ИПМ им. М.В. Келдыша [Текст] / А.М. Волощенко ; А.В. Швецов. - М. : РАН, 2003.
6. Гусев, Н.Г., Кимель, Л.Р., Пологих, Б.Г., Суворов, А.П. Защита от ионизирующих излучений [Текст] / Н.Г. Гусев ; Л.Р. Кимель ; Б.Г. Пологих ; А.П. Суворов. - М. : Атомиздат, 1969. - 471 с.
7. Елохин, А.П., Рау, Д.Ф., Беркович, В.М., Халупкова Г.И., Виноградов А.П., Жилина М.В. Оценка мощности выброса инертных радиоактивных газов, выходящих из пассивной системы фильтрации межоболочечного пространства реактора ВВЭР-1500, в условиях запроектной аварии [Текст] / А.П. Елохин ; Д.Ф. Рау ; В.М. Беркович ; Г.И. Халупкова ; А.П. Виноградов ; М.В. Жилина // Ядерные измерительно-информационные технологии. - 2007. - №2(22). - C. 1739.
8. Armstrong T.W., A V0 Importance Function for Monte Carlo Calculation of Deep Penetretion of Gamma Rays. The University of Tennessee, Physics, general, 1967, 63 p.
9. Елохин, А.П., Жилина, М.В. Обоснование условий применимости метода локальной оценки потока при расчетах методом Монте-Карло [Текст] / А.П. Елохин ; М.В Жилина // Ядерные измерительно-информационные технологии. Nuclear Mesurement &Information Tecnologies. -2008. - №3(27). - C. 39-51.
10. Елохин, А.П., Жилина, М.В., Пархома, П.А. Особенности сканирования подстилающей поверхности с помощью беспилотного дозиметрического комплекса [Текст] / А.П. Елохин ; М.В. Жилина ; П.А. Пархома // Атомная энергия. - 2009. - Т. 107. - Вып. 2. - C. 103-112.
11. Елохин, А.П. Принципы размещения датчиков мощности дозы вокруг АЭС [Текст] / А.П. Елохин // Атомная энергия. - Т. 76. - Вып. 3. - 1994. - C. 188-193.
12. Тихонов, А.Н. О решении некорректно поставленных задач и метод регуляризации [Текст] / А.Н. Тихонов // ДАН СССР. - 1963. - Т. 191. - №3. - C. 501-509.
13. Фридман, В.М. Метод последовательных приближений для интегральных уравнений Фредгольма I-го рода [Текст] / В.М. Фридман // Успехи математических наук. - 1956. - Т. 11. -№1. - C. 233-234.
14. ScofieldN. Proc. Symp. NAS-NS 3017, 1962, p. 108.
15. Su Y. Study of scintillation spectrometry unfolding methods. Nucl. Instr. Meth.,1967, v.54, p. 109-115.
16. Fabian H.U., Nemsman U. Determination of the energy spectrum of a gamma-ray flash // Atomkernenergie. - 1970. - BD 16. - P. 143-145.
Application of Monte-Carlo method in estimation of radiation accidents effects
M. V. Zhilina
Federal Budget Establishment "Scientific and Engineering Centre for Nuclea and Radiation Safety (SEC NRS) ",
2/8-5 Malaya Krasnoselskaya St., Moscow, Russia 107140, e-mail: mashazhilina@mail.ru
Abstract - Application of Monte-Carlo method with using the method of local fluence estimation for radiation monitoring of environment is considered. By means of the developed method the radial distributions of dose capacity of photon radiation from volume and surface (walls, floor, ceiling) sources of photon radiation appearing at emission of gas-aerosol radioactive admixture in reactor containment have been calculated. They coincide with the data received by other different ways (methods of discrete ordinates, moments).
The developed method is applicable for such practical problems as: estimation of dose capacity and the factor of accumulation from gas-aerosol radioactive column appearing at emission of a radioactive impurity through ventiduct of nuclear power plant, later it can help determine the total volume activity of impurity; determination of optimal height and scanning area while estimation of radioactive pollution of spreading surface with the help of pilotless dosimeter complex and also determination of spectral characteristics of photon radiation according to the indications of ASKRO detectors.
Keywords: Monte Carlo method, radiation characteristics, dose capacity of photon radiation, radiation monitoring, pilotless dosimeter complex, spectral characteristics.
