CC BY
2
во нитратов, наиденное по калиоровочному графику по разности между величиной экстинкции первого и второго измерений; К — коэффициент пересчета, равный для сухого корма 200, для сырого мяса 50, для молока 10.
Литература
1. Уильяме У. Д. // Определение анионов: Пер. с англ.— М„ 1982, —С. 128.
Поступила 07.04.87
УДК В14.73:1621.311 .25:62 1 .«За
Л. И. Пискунов, С. И. Трейгер
РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ОПТИМИЗИРОВАННОГО РАДИАЦИОННОГО МОНИТОРИНГА В ЗОНАХ НАБЛЮДЕНИЯ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
Свердловская областная санэпидстанция
В отношении местного населения в зонах наблюдения АЭС установлен жесткий предел дозы [18], составляющий доли от квоты дозы но НРБ-76 [10]. Это определяет повышенные требования к санитарно-радиационному контролю в районах размещения АЭС, несмотря на незначительное выявление техногенных радионуклидов в объектах окружающей среды [1]. Если считать конечной целью дозиметрического контроля определение индивидуальной и коллективной доз внешнего и внутреннего облучения ограниченной категории лиц, это позволит решить одну из наиболее важных радиационно-гигиеннческих задач — провести оценку воздействия выбросов и сбросов АЭС на местное население. В обозримом будущем актуальность проблемы, вероятно, возрастет в связи с перспективами дальнейшего уменьшения фона от глобальных радиоактивных выпадений и возможного увеличения вклада техногенной составляющей дозы вследствие неизбежного проявления дозообразующих факторов при длительной эксплуатации, увеличении количества и мощности АЭС.
Исходя из такой постановки вопроса, целесообразно сформулировать основные требования, которые определяют оптимизацию радиационного мониторинга в зонах наблюдения АЭС. Так, чтобы предусмотреть и выполнить профилактические радиационно-гигиенические мероприятия по уменьшению доз облучения и предотвращению последствий надфенового или аварийного облучения с целью поддержания доз на возможно более низких уровнях, необходима своевременная, всесторонняя и представительная информация о радиационной обстановке. В числе наиболее объективных источников такой информации должны быть данные прямой радиационной дозиметрии. Чтобы способствовать максимально возможному снижению дополнительных дозовых нагрузок на население, необходимо количественно оценивать значимость надфоновых радиоактивных загрязнений, радиоэкологические закономерности рассеяния и накопления техногенных радионуклидов в объектах внешней среды и связанных с этими процессами локальных полей ионизирующей ра-
диации. Подразумевается, что подобная оценка должна характеризовать динамику дозовых нагрузок и быть достаточной для данного контингента населения. При этом, очевидно, выполнение нормативных требований, непосредственно или косвенно связанных с радиоэкологическими факторами [10] (НРБ-76, пп. 3.7, 3.8, 5.6, 6.4; ОСП-72/80, пп. 2.4, 6.3, 13.2, 13.8; СП АЭС-79, пп. 2.6, '4 3.6, 5.15, 5.16), обусловливает выполнение в кон- 0 кретной природной обстановке радиоэкологических изысканий, которые разумнее всего осуществлять в период проектирования и строительства АЭС. Далее, чтобы оценивать прижизненную дозу облучения населения и состояние радиационной ситуации в динамике, желательно обеспечить накопление, хранение и использование данных дозиметрического контроля для ретроспективного анализа и прогнозирования. Современный уровень развития вычислительной техники обеспечивает возможность организации для этого банков данных и специализированных автоматизированных систем [3, 4]. Наконец, чтобы радиационный контроль отвечал принципу наибольшей пользы при наименьших материальных затратах на его^ проведение, необходимо рациональное сочетание"? его методической и экономической эффективности. В любом случае способ контроля должен быть приемлемым в аварийных ситуациях. ;
Многолетний опыт дозиметрического контроля в зоне наблюдения Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова (БАЭС) показал, что оптимизация мониторинга с учетом обобщенных выше требований практически осуществима. Исходя из этого, в 1975 г. был разработан, а затем прошел стадию опробования и внедрения сначала в зоне наблюдения БАЭС [11, 12, 14, 15], позднее в районе Билибинской АЭС [2] новый способ контроля, получивший название оптимизированного радиационного мониторинга (ОРМ). В его основу заложены математическое планирование наблюдений по схеме четырехразмерных латинских квадратов и кубов [6, 11, 13], учет радиоэкологических закономерностей при оценке биоиндика- ^ торов радиоактивного загрязнения [16] и объективный статистический анализ первичных данных
Таблица !
Оценка мощности экспозиционной дозы у-излучения в критических населенных пунктах
Относительная мощность Дозы у-излучения по кварталам года
Населенный пункт I II III IV
> Пос. Заречный 0,84 0,92 0,80 1,18 0,79 0,86 0,89 0,96 0,83+0,02 0,98+0,07
Пос. Белоярский 1,24 1,03 1,18 1,58 1,04 1,14 1,31 1,07 |1,19+0,06| 1,20+0 13
Дер. Татарская 0,98 1,05 1,60 1,18 ' ,20+0.14|
1,15 1,38 1,02 1,14 1,17+0.08
Пос. Режик 1,00 1,01 1,08 1,34 1,14 1,26 1,13 1.33 1,09+0.03 1,24+0.08
1,02+0,08 1.03+0,08 1,14+0,17 1,13+0.09 1,08+0.06
1,03±0,05 |1,37±0,08| 1,07+0,08 1,12+0,08 1.15+0.05
Примечание. Здесь и в табл. 2 в числителе — данные за 1981 г., в наменателе — за 1982 г.
с помощью ЭВМ. Суииюсть математического планирования наблюдений изложена в работах [11, 12] и вкратце сводится к следующему.
Для того чтобы учитывалось распределение газоаэрозольных радионуклидов в наземных объектах мониторинга в зависимости от скорости и направления ветра, в качестве факторов приняли пояса вокруг Б АЭС шириной 2 км, секторы по 90° и наиболее эффективные индикаторы антропогенной радиоактивности [15]. Таким образом, линии поясов и секторов образовали 16 участков, на каждом из которых железными реперами были закреплены постоянные точки наблюдений. На Белоярском водохранилище, т. е. на водоеме-охладителе БАЭС, за соответствующие факторы приняли объекты мониторинга в виде наиболее представительных компонентов водоема, зоны во-
доема и летнюю динамику наблюдений [12]. В качестве критических участков выделили южный сектор зоны наблюдения, в котором сосредоточены основные населенные пункты (городок энергетиков — пос. Заречный, районный центр — пос. Белоярский, дер. Татарская и др.), а в водохранилище — его южную зону, к которой примыкают пос. Заречный и места отдыха его жителей. На основании радиоэкологических изысканий была проведена оценка комплекса биоиндикаторов радиоактивного загрязнения окружающей местности в виде однолетней хвои с нижнего яруса соснового подроста 15—20 лет, многолетнего злакового растения щучки дернистой и листьев молодых берез. Как показали расчеты, в совокупности с задернованным слоем почвы (дерн 0—5 см без подстилки) и снежным покро-
Таблица 2
Оценка неоднородности (производная матрица)
Относительная мощность дозы у-излучения по кварталам года
Неоднородность I II III IV ск±тк
г 1,24 1,05 1,14 0,89 1,08+0.07
0,92 1,58 1,02 1,33 1,21+0,15
г 0,84 1,18 1,60 1,13 1.19+0,16
1,03 1,38 1,26 0,96 1,16±0,10
С, 0,98 1,08 0,79 1,31 1.04+0,11
1,01 1,18 1,14 1,14 1,12+0.04
с 1,00 0,80 1,04 1,18 1.00+0,08
1,15 1,34 0,86 1,07 1.10±0, Ю
1,02+0.08 1,03+0,08 1,14+0,17 1.13+0,09 1,08+0,06
1,03+0,05 || ,37+0,08| 1,07+0,08 1,12+0,08 1,15+0,05
Таблица 3 Результаты статистического анализа
Критерий Год Значимость мощности дозы у-излучсння по факторам
населенные пункты кварталы года неоднородность
■^э/^0,05 1981 0,93 1,14 0,19
1982 0,81 |1,44| 0,14
'э/'о.об 1981 и 0,37 0,43
1982 1,00 |1,47| 0,24
£>э/£>о,ог. 1981 0,31 0,95 0,82
1982 0,60 0,96 0,85
вом эти индикаторы позволяют фиксировать с помощью ОРМ свежие загрязнения с вероятностью не менее 98 %. За биоиндикаторы критических радионуклидов в водоеме-охладителе приняли прикрепленную нитчатую водоросль кладофору и одновозрасгную промысловую рыбу плотву. Благодаря случайному выбору объектов при планировании наблюдений (так называемая рандомизация) усиливается эффект объективности мониторинга и уменьшается остаточная дисперсия. Тем самым повышается чувствительность мониторинга к неоднородностям, верхние показатели которых расцениваются как надфоновые эффекты.
Использование дробных реплик наблюдений по схеме латинских квадратов не исключает их полного перебора, если это требуется по радиацион-но-гигиеническим соображениям. Так, полный перебор наблюдений целесообразен в критических населенных пунктах при оценке у-фона, термолюминесцентной дозиметрии [14], при контроле за радиоактивностью приземного воздуха и атмосферных выпадений, включая снежные осадки. Это касается также воды в поверхностных водоемах, сельскохозяйственной продукции местного производства и др., т. е. всего того, что обусловлено конкретным нормированием [10]. Однако и в этом случае применяется ОРМ с той лишь разницей, что за третий фактор принимается оценка неоднородности. Если единичные наблюдения по участкам не обладают достаточной представительностью, то детализация распределения радионуклидов проводится с помощью одновременных наблюдений на других точках. В таком случае можно оценить взаимодействие между факторами и более надежно выделить загрязнения, происшедшие в результате глобальных радиоактивных выпадений.
В табл. 1 и 2 показан полный перебор наблюдений у-фона в 1981 —1982 гг. Здесь факторами являются населенные пункты (фактор А), кварталы года (фактор В) и неоднородность (фактор С). Все значения выражены в долях по отно-
шению к мощности дозы у-фона на контрольном участке в соответствующем квартале года.
Кроме определения средних значений по уровням каждого фактора {А1±т(, Ск±т,1, где тцк — квадратические отклонения средних арифметических), по стандартным алгоритмам с помощью ЭВМ проводится статистический ана^ лиз исходных данных мониторинга по критериям Р, / и Д где критерий £> — условное обозначение статистики Диксона для оценки наибольших вы- 4 скакивающих значений. Существенная значимость надфоновых эффектов считается доказанной, если появляются соотношения /^/^о.о5>1, ¿з/А),05>1 и Оэ/О0,о5■ В принятых обозначениях И ^О.ОБ, и И /о,05, И О0,05 — соответственно экспериментальные к табличные (при уровне значимости 0,05) значения критериев. Отношения последних, соответствующие данным мониторинга в табл. 1 и 2, сведены в табл. 3.
Из табл. 3 видно, что во II квартале 1982 г. критериями ^ и / фиксируется существенное различие мощности дозы у-фона (/гэ//7о,о5 = 1,44> 1, /э//005= 1,47> 1). В 1981 г. надфоновая мощность дозы наблюдается в пунктах пос. Белоярский и .1 дер. Татарская (/э/'о,о5== 1,06> 1). Возникает во-* прос: как оценивать подобные надфоновые эффекты с гигиенических позиций?
Оказывается, способ ОРМ позволяет определять вклад техногенной составляющей. Количественное выделение этого эффекта возможно на основе принципа аддитивности при допущениях, что в относительно небольшом регионе вокруг АЭС плотность глобальных выпадений практически одинаковая и что экологические условия миграции радионуклидов в зоне наблюдения и на контрольном участке можно считать эквивалентными.
Пусть Ф/ — фоновый показатель (мощности дозы, дозы или концентрации радионуклида) в ка-ком-либо объекте мониторинга в зоне наблюде-^ ния АЭС в предпусковом году, Ф0 — аналогичный показатель на контрольном участке вне возможного влияния выбросов и сбросов АЭС, — на- ^ блюдаемый показатель на том же объекте в некотором году после начала эксплуатации АЭС, Н0— тот же показатель на контрольном участке. Если принять Ня за вклад глобальных радиоактивных выпадений, //„— за вклад выбросов или сбросов АЭС, то можно записать следующие элементарные соотношения
Я, = Ф/ + Яа + Я0, (1)
Я0 = Ф0 + Яа, (2)
откуда, вычитая (2) из (1), получаем
Я( - Я0 = ДФ + Я„, (3)
где ДФ = Ф;- — Ф0 — известная величина, определяемая по данным изучения предпускового фона радиоактивности. Имея в виду, что Н, — Я0= ^ = ДН — тоже известная величина по данным ОРМ, из (3) получим
Я0=ДЯ — ДФ. (4)
Если ДН — ДФ>0, то это будет означать факт влияния выбросов или сбросов, тогда как при АЯ- ДФ<0, напротив, влияния АЭС не будет. В таком случае дальнейший анализ не представляет практического интереса. * Выразим итоги_ I,-, Ъ) и Ск (см. табл. 1) в виде показателя Щк, тогда результаты ОРМ можно записать — Я(/Ф/, откуда
Я (= ~Мцк • Ф/. (5)
В результате несложных преобразований из соотношений (1), (2), (4) и (5) окончательно получим
Н0 = Шин — 1) Ф/ — Яа. (6)
Если исходные данные ОРМ выражаются по отношению к начальному фону на контрольном участке или к фону на этом участке в текущем году, то формула (6) преобразится соответственно таким образом
Ь Я„ = /%„.Ф0-(Ф/-Яа). (7)
При санитарно-радиационном контроле нередко сравнивают радиационную обстановку с предыдущим годом (см. табл. 1 и 2). Для этого случая можно вывести формулу, исходя из следующих соображений.
Обозначим через Я0> Я,. Я0, яа и Мцк показатели мониторинга в предыдущем году. Тогда на основании соотношения (1) для текущего и предыдущего годов можно записать Я0 = Я( — Ф/ — Яа,
я;=я;~ФГ—яа.
Вычитая второе соотношение из первого и имея в виду, что На = Я„ — Ф0, н'а = н'0 — Ф„, Я, = о и Н1=М-1-1ъ-Но> в итоге получим
(8)
где ДЯ = Я„ —Яу— приращение надфонового эффекта за год наблюдений. Видно, что в формуле (8) отсутствуют фоновые показатели предпусковой съемки района АЭС, что упрощает расчеты. Если показатели мониторинга вычисляются по отношению к первоначальному фону Ф0 на контрольном участке, то при тех же условиях формула (8) запишется таким образом
= (мик -Шцк) Ф0 - Я0, (9)
где Ая0 = н0 — н'0.
Во II квартале 1981 и 1982 гг. ^=1,03, М Цк= = 1,37(см. табл. 1 и 2), а на контрольном участке Я0 = 6,5, Яо = 5,6 мкР/ч. Расчет по формуле (8) дает ДЯ„^1,88 мкР/ч. С учетом дозового коэффициента 0,3 [9] средняя надфоновая доза облучения местного населения по сравнению с 1981 г. составила Д„=12,3 мкЗв/квартал, т.е. в
Таблица 4
Обобщенная оценка надфоновых эквивалентных доз облучения критических групп населения
ДЯ„ = (мС;к -1) я0 - [м'Ик - 0 н'0,
ИИ Ьй >» Парциальные и полные относительные индивидуальные дозы облучения
с внутреннего ч Коллективная
о о Доза
о ч о о со О) X 3 4> органы дыханн: н о 3" - "а О а. (О Я £
>п ее со С « я о
1-й 2-й 3-й 4-й Ди Дм Д31 Дм Ди Д'22 Д32 Д42 Да Дгз Дзз Д43 Ды Д,4 Д34 Д44 д. Да Дз Д4 ДЛ дт дл
Д; Дх Д2 Дз Д4 пДу п Д, 2 Ы,
4 раза меньше квартального предела дозы [18]. В отношении надфоновых показателей в 1981 г. расчеты показывают лишь влияние глобальных выпадений, вклад которых в увеличение мощности дозы у-излучения составил 1,2 мкР/ч. Этот факт обусловлен повсеместным выпадением свежих -^-излучающих продуктов деления от ядерного взрыва в атмосфере, произведенного в КНР 16.10.1980 [5, 7].
Очевидно, аналогичным путем можно рассчитать дозу облучения за счет поступления техногенных радионуклидов в органы дыхания и по пищевым цепочкам. Все это целесообразно обобщить по той же схеме латинского квадрата (табл. 4) с подсчетом доз и статистическим анализом на ЭВМ.
Каждое из обозначений Д,^ в ячейках квадрата формируется как отношение дозы или поступления радионуклида в организм к соответствующему пределу дозы или пределу годового поступления [10, 18]. Тогда суммирование по строкам квадрата, отвечающее эквивалентной дозе облучения населения Лг; конкретного 1-го населенного пункта, будет в виде Д; = о'= |) ^ДО
+ 2(Д'7</=2.з.4)/ПГП,).г 1,
т. е. аналогом известной формулы для лиц категории А [10]. Например, показатель Д,-3 (/ = 3) можно вычислить по общепринятому способу [5] в виде отношения к нормативам ПГП. И так для каждого техногенного радионуклида, а в конечном счете — для всей смеси критических радионуклидов. В результате по дозам Д; и коллективным дозам Д¡/V; не представит труда сделать обоснованные радиацнонно-гигиенические выводы.
При подсчете надфоновых эффектов по формулам (4) и (6), (7), (8), (9) используются данные наблюдений предпусковой съемки, т. е. до начала эксплуатации АЭС, и на контрольном участке. Ясно, что эти данные должны отличаться высокой достоверностью и достаточной представи-
тельностыо. Чтобы обеспечить эти требования, рекомендуется выполнение этих работ по методике ОРМ. Более того, правильность выбора контрольных участков в любом случае целесообразно поставить под контроль органов государственного санитарного надзора.
Использование способа ОРМ в случае аварийных ситуаций на АЭС связано прежде всего с технической оснащенностью средствами контроля. При внезапных авариях, таких, например, как па Чернобыльской АЭС, должна сработать автоматизированная система измерений дозы или мощности дозы у-излучения па постоянных точках наблюдений, а обработка исходных данных на ЭВМ позволит в кратчайшее время определить участки и населенные пункты с наиболее высокой дозой излучения. Таким образом, можно оперативно принять решение о первоочередных мерах защиты населения от облучения. Дальнейшая задача мониторинга заключается в слежении за радиационной обстановкой и оперативном контроле за эффективностью противоаварийных мероприятий. При необходимости не представят затруднений составление по данным ОРМ сравнительной радиационной характеристики сельскохозяйственных угодий и оценка радиоактивного загрязнения урожая. Очевидно, это позволит наиболее рационально распределять потоки сельскохозяйственной продукции для пищевых целей, на корм скоту, на переработку или уничтожение.
В случае неконтролируемых утечек техногенных радионуклидов и накоплении их в каких-либо объектах окружающей среды способ ОРМ благодаря его высокой чувствительности к неод-нородностям даст возможность выявлять загрязнения в начальной стадии. Следовательно, задача будет состоять в установлении причин негативных явлений, в принятии и выполнении необходимых превентивных мероприятий. При мониторинге в динамике решается задача прогнозирования радиационной обстановки [17].
В заключение следует подчеркнуть, что оптимизированный радиационный мониторинг немыслим без строгого соблюдения технологической дисциплины при натурных инструментальных измерениях, отборе и первичной обработке проб, радиохимическом и радиометрическом анализе препаратов. На деле это означает соблюдение единых способов наблюдений и стандартизированных методик проведения анализов [8]. Только при таком условии можно также рассчитывать на нормальное функционирование банков данных и автоматизированных систем радиационного мониторинга окружающей среды.
Выводы. 1. Сформулированы основные требования к оптимизации радиационного мониторинга в зонах наблюдения атомных электростанций.
2. Дана характеристика оптимизированного радиационного мониторинга и в виде фрагментов показано его практическое использование в зоне наблюдения Белоярской АЭС.
3. Выведены формулы для определения падфо-новых эффектов и разделения составляющих за счет глобальных радиоактивных выпадений ф техногенных радионуклидов.
4. Обоснована методическая рекомендация но обобщению расчетов доз внешнего и внутреннего облучения местного населения от техногенных радионуклидов.
5. Изложены соображения об использовании оптимизированного радиационного мониторинга в аварийных ситуациях на АЭС.
Литература
1. Бабаев И. С., Демин В. Ф.. Ильин Л. А. н др.// Ядерная энергетика, человек и окружающая среда/ Под ред. А. П. Александрова. — М*., 1984.— С. 136.
2. Ведер С. И., Еремин В. А., Пискунов Л. П., Юмашева М. Т. //Атомные электрические станции. — М., 1983.— Вып. 5.— С. 209—215.
3. Воробьев Е. И. Аршинский М. Г.. Ильин В. П. и др. // ф. Атом, энергия. — 1982. — Т. 52, № 3. — С. 147—155.
4. Воробьев Е. И., Прусаков В. И., Минченко В. А. // Там же.— 1984.— Т. 56, № 3. — С. 149—153.
5. Зыкова А. С., Телушкина Е. Л., Ефремова Г. П., Воронина Т. Ф. I/ Гиг. и сан. — 1985. — № 3. — С. 35— 38.
6. Маркова Е. В., Лисенков А. П. Планирование эксперимента в условиях неоднородностей. — М., 1973.— С. 15—36.
7. Махонько К. Н., Мартыненко В. П.. Работнова Ф. А. и др.//Метеорология и гидрол. — 1983. — № 12. — С. 53—61.
8. Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды / Под ред. А. 11. Марей, А. С. Зыковой. — М., 1980.
9. Моисеев А. А., Иванов В. И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. — М., 1984.
10. Нормы радиационной безопасности НРБ—76 и Ос-^ новные санитарные правила ОСП-72/80. — М., 1981. ▼
11. Пискунов Л. И. К методике радиационного контроля на окружающей местности вокруг АЭС с помощью термолюминесцентных дозиметров. — Свердловск, 1982.
12. Пискунов Л. И., Гущин В. М. //Атом, энергия,— 1981. —Т. 50, № 1, —С. 53—55.
13. Пискунов Л. И., Гущин В. М„ Трейгер С. И. //Там же. — 1978. — Т. 44, № I. — С. 83.
14. Пискунов Л. И., Гущин В. М„ Туруновская Р. Г., Койсин С. Ф. //Гиг. и сан. — 1978. — № 9. — С. 94—96.
15. Пискунов Л. И., Гущин В. М„ Трейгер С. И. и др.// Атомные электрические станции. — М., 1983. — Вып. 5. — С. 202—209.
16. Пискунов Л. И.. Трейгер С. И. // Гиг. и сан.— 1984.— № 7. — С. 66.
17. Пискунов Л. И.. Лемясев М. Ф., Трейгер С. И. Определение параметров самоочищения слабопроточпого водоема от цезия-137. — Свердловск, 1985.
18. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС-79. — М„ 1981.
Поступила 10.03.87
