CC BY
65
Безопасность жизнедеятельности
УДК 621.039.74
И.И. Лощаков, Г.Г. Куликова, В.И. Лебедев, A.B. Ившин
РАСЧЕТ ОСЛАБЛЕНИЯ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ ЗАЩИТНЫМ ЖЕЛЕЗОБЕТОННЫМ КОНТЕЙНЕРОМ
Постановка задачи
В рамках "Концепции вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения" необходимо решить задачу проектирования и сооружения хранилищ, могильников, контейнеров для перевозки и хранения радиоактивных отходов. В данной статье рассматривается анализ возможности безопасной радиационной перевозки и хранения графитовых блоков при подготовке к выводу из эксплуатации энергоблоков РБМК-1000. Такие работы предполагается развернуть к началу 2015 года.
Графит как конструкционный материал активной зоны применяется в атомной промышленности и ядерной энергетике в качестве замедлителя и отражателя нейтронов в уран-графитовых реакторах.
За время эксплуатации реакторной установки происходит радиоактивное загрязнение графитовой кладки вследствие нейтронной активации графита (13С(п, гамма) 14С), примесей (С1, Бе, Со, Сз, Ей, ТЪ, и и др.) [1], нуклидов попавших на кладку при повреждении технологического канала (Н, О, Бе, С г, частицы топлива, продукты деления и др.) [2], а также радиоактивного углерода из реакции (14Щп, р) 14С).
Радионуклид углерода 14С — источник низкоэнергетического |3-изл^ения (Ер =156 кэВ), но вследствие самопоглощения углеродом и ослабления стенками контейнера его вклад в мощность дозы в точке детектирования будет мал. Таким образом, плотность потока в точке детектирования будет формироваться за счет радионуклидов, попавших на графитовую кладку в результате повреждения канала и активации
примесей, в основном это гамма-излучатели с энергией гамма-квантов до 2 МэВ.
Принимаем во внимание графитовые блоки, которые представляют собой твердые радиоактивные отходы (ТРО) среднего (от 0,3 до 10 мЗв/ч) и высокого (более 10 мЗв/ч) уровня активности.
При транспортировке и хранении ТРО помещают в защитные контейнеры для обеспечения необходимой биологической защиты.
"ГИ ВНИПИЭТ" разработал ряд железобетонных контейнеров различного назначения. При разработке защитных контейнеров необходимо обоснование радиационной безопасности. Для этого требуется определить ослабление гамма-квантов железобетонным контейнером, предназначенным для упаковки радиоактивного графита канальных уран-графитовых реакторов.
Метод исследования — имитационное (математическое) моделирование, описывающее процессы переноса и регистрации ионизирующих излучений. Используется программный комплекс МСС 3D (Monte Carlo Calculation в трехмерной геометрии), разработанный сотрудниками кафедры ЭЯФ СПбГПУ и ЦНИИ РТК; в программный код заложен статистический метод Монте-Карло, основанный на розыгрыше случайных траекторий и дальнейшем отслеживании судьбы кванта или частицы до их полного поглощения. Результатом моделирования является аппаратурный спектр гамма-квантов. Имитационное моделирование потока гамма-квантов позволяет учитывать форму защиты, геометрию источника, угловое распределение излучения, фактор накопления (вклад рассеянного излучения в плотность потока гамма-квантов за защитой).
^Научно-технические ведомости СПбГПУ I' 2010
Для определения плотности потока гамма-квантов на поверхности контейнера с помощью программы МСС ЗБ смоделировано ослабление гамма-излучения стенкой контейнера. Создана объемная модель контейнера с графитом, заданы физико-химические свойства контейнера, графита, источника (загрязненная часть графита), детекторов. В контейнер помещается графит, полностью заполняющий ёмкость. Рассматривается предельный случай, когда загрязненный слой графита располагается вдоль одной внутренней стенки. Поток гамма-квантов регистрируется девятью детекторами, расположенными по высоте контейнера вдоль внешней стенки (рис. 1).
В связи с тем, что нет спрогнозированных данных по загрязнению графитовых блоков, необходимо получить универсальные данные по ослаблению гамма-излучения контейнером. Поэтому рассматриваются гамма-кванты с энергией от 0,1 до 1,9 МэВ.
Описание геометрии исследуемой модели. Разработанная в МСС ЗБ трехмерная модель (см. рис. 1) включает:
корпус контейнера — внешний габарит 1200x1200x1430 мм, внутренние размеры 960х960х 1150 мм, толщина нижней стенки — 120 мм, боковой стенки — 120 мм, крышки — 160 мм;
Корпус контейнера
арматура — две решетки, расположенные вдоль внутренней и внешней части стенки. Диаметр — 8 мм, длина вертикальных прутьев — 1260 мм, длина горизонтальных прутьев — 1160 мм, шаг решетки — 80 мм;
графит—два блока, размещенных в контейнере. Габариты первого блока — 959x954,7х 1149 мм, габариты второго блока (загрязненной части графита) — 959х5х 1149 мм;
детекторы — девять штук (1—9). Диаметр детектора — 40 мм, расположены на расстоянии 100 мм от поверхности контейнера, с шагом 160 мм по высоте.
Параметры моделирования.
Физико-химические свойства объектов: ар-
о
матура — железо (Ре), плотность 7,874 г/см"; корпус — бетон (Н10МЕ28112Са12С23О40), плотность 2,34 г/см3; графит, источник — графит (С), плотность 1,65 г/см3; детекторы 7—9— идеальные непрозрачные гаммадетекторы.
Источник гамма-излучения — загрязнённая часть графитового блока. Угловое распределение излучения — изотропное. Рассматриваются гамма-кванты с энергией: 0,1; 0,4; 0,7; 1,0; 1,1; 1,2; 1,3; 1,4; 1,5; 1,6; 1,7; 1,8; 1,9 МэВ. Для каждой энергии гамма-квантов моделировалось 3-Ю6 историй.
Расчет коэффициента ослабления гамма-излучения
При нахождении дозных полей от источников с непрерывным спектром гамма-излучения спектр разбивают на группы. Внутри каждой /-й группы энергию гамма-кванта Еу1 считают постоянной и подсчитывают количество гамма-квантов, попавших в /-ю группу. Искомый функционал эквивалентной дозы находится в виде суммы парциальных, рассчитанных для каждой отдельной группы:
(1)
Рис. 1. Контейнер с графитом и детекторами
где т — число энергетических групп; N¡ — число гамма-квантов, попавших в /-ю группу;
АЕу1 — ширина энергетического интервала 1-й
,
,
дозовые характеристики моноэнергетического гамма-излучения имеют следующие значения:
4-
Энергия у-квантов Удельная эквивалентная доза
Еу, кэВ А, 1(Г12Зв-см2
5 25,0
10 6,90
20 1,80
30 0,72
40 0,52
50 0,31
100 0,39
400 2,00
700 3,40
1000 4,80
1100 5,20
1200 5,50
1300 5,70
1400 6,20
1500 6,60
1600 6,90
1700 7,30
1800 7,60
1900 7,95
Число отсчетов -N
1100 -1000 -900 -300 -"00 -600 -
300 -,
Безопасность жизнедеятельности
В качестве примеранарис. 2 показано количество гамма-квантов неослабленного и ослабленного излучения, попавших в /-ю группу — для энергии гамма-квантов 1,9 МэВ, зарегистрированных детектором 5.
На рис. 3 в качестве примера приводятся функционалы эквивалентной дозы неослабленного и ослабленного излучения для энергии гамма-квантов 1,9 МэВ, зарегистрированныхдетек-тором 5.
Коэффициент ослабления А"0С1 — отношение функционала эквивалентной дозы без защитного экрана к функционалу эквивалентной дозы с экраном, рассчитываемый из соотношения
^"осл = Р()/РФ (-)
В таблице приведены значения коэффициентов ослабления гамма-квантов по высоте контейнера.
Для определения необходимой толщины защиты нужно сравнить коэффициент ослабления А"0С1 стенкой контейнера гамма-квантов
200 -
100 -
о
■ Г - -Г - -г- - -Г
1 I I I Í Т-
\ i <г
0 100 200 300 400 500 600 700 S00 900 1000 1100 1200 1300 1400 1500 1600 1700 1800 Энергия,
кЭв
Рис. 2. Количество гамма-квантов исходного и ослабленного излучения с энергией 1,9 МэВ,
попавших в /-ю группу
(--без ослабления стенкой контейнера;------при ослаблении стенкой контейнера)
Научно-технические ведомости СПбГПУ I' 2010
р |0 10 Зв-юВ-см2
8000 -
1500 -1400 -1300 -1200 -1100 -1000 -900 -800 -700 -600 -500 -400 -3.00 -200 -100 -0 — о
Рис. 3. Функционал эквивалентной дозы исходного и ослабленного излучения с энергией 1,9 МэВ (- — без ослабления стенкой контейнера;-----— при ослаблении стенкой контейнера)
Таблица 2
Коэффициент ослабления гамма-квантов по высоте контейнера
Номер Высота контейнера. Коэффициент ослабления Косп при указанной энергии у-квантов (МэВ)
детектора мм 0,1 0,4 0,7 1,0 1,1 1,2 1,3 1,4 1,5 1,6 1,7 1,8 1,9
9 1355 548 27,7 11,3 6,8 4,9 5,1 4,1 4,6 5,5 4,2 3,8 4,6 3,7
8 1195 166 13,4 6,7 3,9 2,8 2,8 3,1 1 Л 2,9 2,8 2,8 2,8
7 1035 131 10,5 7,1 4,3 3,0 2,7 3,1 2,9 2,7 2,8 2,7 2,9 2,8
6 875 278 14,2 8,2 4,8 1 Л 3,1 3,0 2,9 3,0 3,1 3,0 3,0 2,8
5 715 301 13,4 7,7 4,9 1 Л 3,5 3,1 1 Л 2,9 2,8 3,2 2,6 3,1
4 555 197 11,5 6,5 4,8 3,1 3,2 3,1 3,1 3,1 3,0 3,1 3,0 2,8
3 395 168 10,7 7,0 4,6 2,9 2,7 2,9 3,0 2,9 2,9 2,7 2,8 2,6
2 235 195 8,7 7,4 5,1 2,9 3,0 3,1 2,7 3,1 2,9 2,9 2,7 2,5
1 75 167 16,1 10,8 5,7 3,7 4,0 3,4 3,8 4,0 3,4 4,1 3,9 3,5
Минимальное значение Кжп по высоте контейнера 131 8,7 6,5 3,9 2,9 2,7 2,8 2,7 2,7 2,8 2,7 2,6 2,5
рассматриваемой энергии с требуемой кратностью ослабления к, определяемой с помощью норм радиационной безопасности (НРБ-99). В качестве А"0С1 целесообразно выбирать наименьшее значение по высоте контейнера, обеспечивая таким образом необходимое ослабление гамма-излучения в точке с наибольшей плотностью потока и запас А"0С1 в других точках.
Энергия, кЭв
Кратность ослабления — отношение мощности дозы без защитного экрана ктребуемой мощности дозы в соответствии с НРБ:
к = Щ/Н& (3)
Если Кося > к, то ослабление гамма-квантов рассматриваемой энергии удовлетворяет требуемым нормам. Если А"0С1 < к, то ослабление гам-
Безопасность жизнедеятельности.
ма-квантов рассматриваемом энергии не удовлетворяет требуемым нормам.
В ходе выполнения работы было смоделировано ослабление гамма-излучения с различной энергией гамма-квантов железобетонным контейнером.
Погрешность регистрации определяется набранной статистикой в детекторе VI грешность регистрации исходного пика не больше 10 %.
При ослаблении контейнером гамма-кванты с энергией меньше 0,05 МэВ полностью поглощаются стенкой.
Вклад в мощность эквивалентной дозы рассеянного излучения при ослаблении контейнером гамма-излучения сопоставим с нерассеянным излучением.
Данная статья написана при финансовой поддержке Федерального агентства по науке и инновациям в рамках работ по Государственному контракту N° 02.513.11.3483 от 08 октября 2009 г.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Зубарев В.Н., Про-шин И.М. Измерения содержания примесных элементов в образцах реакторных графитов нейтроно-активационным методом // http://library.mephi.ru/ с1а1а/5шегшПс-5е55ЮП5/2000/8/822.111п11
2. Егоров Ю.А. Радиационная безопасность на АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986. 153 с.
3. Моисеев A.A., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. М.: Энергоатомиздат, 1984. 296 с.
УДК 007.3
C.B. Вакуленко, Н.В. Румянцева
ИНФОРМАЦИОННОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ УПРАВЛЕНИЯ ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТЬЮ НЕФТЕПЕРЕРАБАТЫВАЮЩИХ ПРЕДПРИЯТИЙ
Проблема обеспечения экологической безопасности при эксплуатации нефтеперерабатывающих предприятий (НПЗ) требует исследования и учета многих сторон их негативного воздействия на окружающую среду в процессе "нормальной" производственной деятельности, а так же при зарождении и развитии чрезвычайных ситуаций, характеризующихся многообразием сопутствующихявлений [1,2].
Эффективная система обеспечения экологической безопасности строится как интеллектуальная система управления, для которой характерны мотивированный выбор цели, наличие верхнего — организационного (целеполагание), среднего — координационного (выбор способа достижения поставленной цели) и нижнего — исполнительского (реализация способа) уровней управления. Эта система должна реализовать процессный подход, т. е. рассматривать деятельность предприятия как совокупность взаимосвязанных процессов. Данная задача может быть успешно решена за счёт широкого использования информационных технологий, которые
позволяют обрабатывать массивы данных, характеризующих всё множество входных и выходных векторов каждого процесса и их совокупности. В свою очередь исторически сами системы управления начинались как информационные, позволяющие оперативно собирать данные об основных характеристиках процессов, но постепенно трансформировались в аналитические, построенные в соответствии с иерархией аналитических операций.
Информационное обеспечение процесса управления экологической безопасностью при эксплуатации НПЗ — ключевой момент эффективности всей системы менеджмента окружающей среды. Качество управленческих решений напрямую зависит от количества переработанной информации и от сроков готовности результатов [3]. Для снижения трудоемкости при использовании информационных ресурсов применяют информационные технологии, т. е. совокупность методов, производственных и программно-технологических средств, объединенных в технологическую цепочку, которая
