Носовский А.В. Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на атомных электрических станциях

Подождите немного. Документ загружается.

Рис.8.9. Спектр излучения пострадавшего, получившего ингаляционное поступление при

утечке газа.

На рис. 8.9 и рис.8.10 показаны спектры, снятые у пострадавших при утечке газа на

экспериментальном реакторе и при критическом инциденте на реакторе соответственно. В

первом случае по спектру видно, что пострадавший вдыхал газ, содержащий три изотопа

радиоактивного йода, а во втором случае большое количество γ-излучения с энергией

1,38 МэВ, испускаемого

Na, говорит о полученной дозе нейтронного излучения.

Рис.8.10. Спектр излучения человека, пострадавшего при критическом инциденте.

Недостатком счетчика с твердым кристаллом является его низкая чувствительность.

Обычно его эффективность достигает лишь 10%. Другая проблема — это необходимость в

защищенной комнате. Размещение детектора в защищенной комнате позволяет поднять

чувствительность за счет уменьшения фона. Правильно сконструированная защита позволяет

ослабить уровень фона в 50 — 100 раз в зависимости от энергии фонового гамма-излучения.

К тому же появляется необходимость того, чтобы использовать сталь, которая варилась до

1954 г. Сталь, выплавленная позже, имеет неожиданно высокое содержание выпавших

радионуклидов, таких как Cs-137. К сожалению, эти продукты деления в спектре фона часто

точно совпадают с ядрами, содержание которых определяется. Бронированные плиты с

кораблей, выпущенных до второй мировой войны, успешно используются во многих

конструкциях защищенных комнат. В Хэнфордском центре по измерению излучения человека

в штате Вашингтон, США защита оборудования от внешнего фона осуществляется стальными

10 дюймовыми плитами снятыми со старых боевых кораблей.

Более дешевой альтернативой защитной комнаты является "теневая защита". В этом

случае детектор помещается в защитный коллиматор так, что он может регистрировать

фотоны только в узком определенном угле. Соответствующий участок тела располагается

перед входом в коллиматор, а с обратной стороны тела располагается теневой защитный

экран. На рис.8.11 показана такая установка.

Рис.8.11. Счетчик излучения человека с теневой защитой.

Счетчики in vivo частей тела. В практике радиационной защиты часто встречаются

случаи, когда обстоятельства облучения достаточно хорошо известны, так что допустимо

определить содержание нуклида только в конкретном органе. Классический пример — это

опять йод. В случае облучения одним из изотопов йода достаточно определить его содержание

в щитовидной железе. Разработано множество специальных счетчиков и процедур для

измерения содержанияв органах соответствующих изотопов.

В установку для измерения содержания

125

I в щитовидной железе входит

сцинтилляционный детектор с кристаллом NaI(Tl) толщиной 1 мм и диаметром 25 мм с

одноканальным импульсным амплитудным анализатором, который считает только импульсы

соответствующие энергиям фотонов

125

I (от 22 до 40 КэВ). Выход анализатора подключен к

блоку обработки. Система калибруется с использованием специального шейного фантома.

Из-за малой энергии фотонов необходимо учитывать глубину расположения железы. Глубина

учитывается тем, что вначале производится отсчет скорости счета от

125

I прямо над железой

и затем второй отсчет на 90° от предыдущего (т.е. с боковой стороны шеи). Отношение этих

отсчетов используется для определения глубины расположения щитовидной железы.

Счетчики легких могут быть полезны в условиях профессиональной деятельности, при

которых возможно вдыхание радиоактивных загрязнений с воздухом. В установке со

сцинтилляционными счетчиками два из них располагаются прямо над легкими лежащего

человека, в то время как два других находятся над бедрами пациента и служат для

определения величины фона, который затем вычитается из показаний первых счетчиков.

Минимальная чувствительность этой системы для

235

U — около 40 нКи, для

239

Pu — 8нКи

и для

241

Аm-0,3 нКи. Нормальное время счета от 20 до 40 минут на пациента. Вводится

поправка на толщину стенки грудной клетки. Установка, в которой используются

6 германиевых детекторов (по три на каждое легкое), имеет минимальную чувствительность

по

239

Pu 2,4 нКи.

Проблемы анализа данных. Прежде, чем оценить поступление радионуклидов в

организм или в отдельный орган необходимо принять во внимание несколько факторов.

Первый — это экранирующий эффект тканей тела, находящихся между радиоактивным

веществом и детектором. Если поглощенная активность находится близко к поверхности тела,

то скорость счета будет значительно больше, чем при такой же активности, но расположенной

глубоко в теле. Эта проблема стоит особенно остро в связи с детектированием фотонов

относительно низких энергий. Ослабление гамма-излучения вследствие фотоэффекта сильно

зависит от энергии. Низкоэнергетичные фотоны сильно поглощаются тканью. Например,

рентгеновское излучение

123

I с энергией 28кэВ ослабляется на 99% при прохождении 10 см

мягкой ткани. Это половина толщины усредненного человека. Для учета эффекта

самоэкранирования необходимо вводить поправочные коэффициенты.

Другая проблема — это коррекция, которая должна вводиться для необычно маленьких

или больших людей, сильно отличающихся от усредненных. Использование фантомов

различных размеров, заполненных радиоактивными растворами для моделирования этих

различий одно из решений этой проблемы.

Коррекция на толщину стенки грудной клетки особенно важна для излучателей

низкоэнергетических фотонов, осевших в легочных тканях. Толщина стенки груди у мужчин

колеблется от 2 до 4 сантиметров. У женщин различия еще больше. Обычно при исследовании

легких определяется активность плутония, чаще всего

239

Pu, который в 100% случаев

испытывает α-распад. Тем не менее, дочерним продуктом распада является

235

U, который

излучает характеристическое излучение с энергией 17 кэВ. Таким образом, содержание в

легких

239

Pu измеряется путем счета фотонов с энергией 17 кэВ. В человеческих тканях

половина этих фотонов тормозится на каждых 0,7 см пути. Поэтому особенно важно

произвести измерение толщины стенки грудной клетки, покрывающей легкие. Одним из

методов является ультразвуковое измерение толщины стенки с точностью ±1 мм. В случае,

когда подобное оборудование недоступно, толщину стенки можно оценить по весу и росту

пациента с использованием эмпирической формулы.

В дополнение к сказанному, другой проблемой при измерении активности легких может

быть вероятность, что активность в действительности находится не в легких, а в ребрах. Для

учета этого обычно проводят измерения активности лобной кости. Затем вводится коррекция,

которая позволяет получить вклад легких и рёбер в полную измеренную активность. Если

голова загрязнена, то измеряют активность колена или лодыжки.

Уточненные компьютерные модели также позволяют вводить реалистичные коэффициенты

для коррекции на нестандартный размер работника или на неравномерное распределение

радионуклидов в человеческом теле. В разумных пределах, измерение активности всего тела

может также быть значимым методом более полного изучения внутренней дозы как в условиях

аварийной ситуации, так и при повседневных процедурах для сохранения доз, получаемых

работниками настолько низкими, насколько разумно достижимо.

Вычисления в дозиметрии внутреннего облучения. Идентификация поступивших

внутрь радионуклидов и содержания каждого из них в теле или органе является только

первым шагом двухступенчатого процесса. Используя информацию, полученную из

лаборатории по биологическому анализу или из лаборатории счета in vivo, необходимо

вычислить действительные дозы, полученные индивидуумом. В этих вычислениях

используются и знания физиологии человека и выбор математической модели (набор формул).

Мы начнем с установления некоторых основных принципов.

В человеческом теле нет встроенного детектора ионизирующих излучений. Оно не

может распознать стабильные и радиоактивные изотопы одного и того же элемента. Это

означает, что радиоактивные загрязнения внутри тела будут участвовать в тех же

физиологических процессах, что и их стабильные формы. Таким образом органы, поглотившие

радионуклид, определяются химическими соединениями и физической формой радиоактивного

загрязнения.

"Критический орган" определяется как орган тела, получающий наибольшие повреждения

в результате радиоактивного поступления. Обычно это орган, имеющий наивысшую

концентрацию радиоактивности. Так как йод концентрируется в щитовидной железе, то

критическим органом по отношению к поступлению йода будет щитовидная железа. Первая

всесторонняя система внутренней дозиметрии, нашедшая применение в радиационной защите,

введенная в 1959 г. МКРЗ, определила критические органы для каждого элемента и затем

определила дозы, поглощенные этими органами в результате поступления. Стандарты по

радиационной защите были основаны на предположении непревышения определенной

величины дозы на критический орган. В конце 70-х годов МКРЗ осознал необходимость в

более исчерпывающем подходе к внутренней дозиметрии, в котором бы рассматривались

многие органы, а не только критические органы для конкретных изотопов. С использованием

новых доступных компьютерных технологий была полностью пересмотрена система 1959 г.

Эта новая модель давала дозовую информацию о всех органах, а не только о критических в

результате поступления.

Последний принцип, который мы рассмотрим прежде чем перейдем к вычислениям, —

это концепция емкостного моделирования. Она заключается в изображении человеческого

тела в виде набора емкостей, соединяющихся трубопроводами с вентилями. Вдыхание

радиоактивных материалов изображается как поток радиоактивности по трубке, ведущей в

емкость, представляющую легкие, или питание изображается как поток радиоактивности в

емкость "желудок". Так как емкости между собой соединены, то активность с течением

времени начинает разбавляться и перетекать в другие отделения. Для целей радиационной

защиты предполагается, что активность передается в различные отделения мгновенно. Затем

предполагается, что концентрация радиоактивности в емкостях подчиняется законам физики,

т.е. уменьшается экспоненциально с течением времени.

Математика очистки. Очищение от радиоактивности, поступившей внутрь, идет

посредством двух полностью независимых и раздельных процессов. Это потеря активности

за счет физического распада радионуклидов и биологического выведения, происходящего

при нормальном действии физиологических процессов. Т.к. физический распад ядер не

зависит от какого-либо внешнего влияния, физического, химического или биологического, то

поглощенные внутренне радионуклиды будут следовать нормальному закону радиоактивного

распада. Они совершенно не подозревают, что окружены клетками вашей печени или

щитовидной железы. Просто, как уточнялось выше, нормальные биологические процессы

воздействуют на любые соединения, попавшие в организм. Тот факт, что эти соединения

могут быть радиоактивными, не имеет никакого значения, этого организм не понимает. В

представленных вычислениях предполагается, что и биологическое и физическое очищения

следуют экспоненциальному закону. Физическое очищение записывается, как показано в

выражении (8.36):

-λ

·t

= q

·e

(8.36)

-V

<it

= (

— количество радиоактивности (например, измеряемое в беккерелях или микрокюри) в

момент времени "t" в теле или в каком-либо органе. Индекс "ф" в постоянной распада

показывает, что это постоянная физического распада. Подобное выражение можно записать

и для биологического очищения:

-λ

·t

= q

·e (8.37)

-V

Чг

(

1о-

Опять же q

и q

представляют активность в момент времени

измерения и в начальный

момент времени, соответственно. Здесь индекс "б" означает, что λ является постоянной

биологического распада.

Выше отмечалось, что биологическое и физическое очищения полностью независимы.

Следовательно, мы можем записать уравнение для содержания радиоактивности в теле или

в органе q

в зависимости от времени благодаря действию объединенных эффектов

биологического и физического очищения:

-λ

·t + -λ

·t

= q

·e (8.38)

-V

= qo'

Следуя правилам алгебры это выражение можно

переписать:

(8.39)

Для упрощения выражения удобно определить новую постоянную распада —

эффективная постоянная распада, λ

эфф

как показано в выражении:

эфф

=λ

+λ

(8.40)

Тогда выражение (8.39) можно переписать:

(8.41)

Постоянные распада связаны с периодами полураспада следующими соотношениями

= ln2/λ

, Т

= ln2/λ

, Т

эфф

= ln2/λ

эфф

, (8.42)

Эффективный период полувыведения определяется как время, необходимое организму

или органу для выведения половины начальной активности, принимая во внимание и

биологическое и физическое очищение. T

эфф

,. имеет чрезвычайно важное значение во

внутренней дозиметрии. Внутренняя доза облучения прямо пропорциональна эффективному

периоду полувыведения. Чем дольше радиоактивность выводится, тем большая доза

облучения. Математическое соотношение между тремя периодами следующее:

(8.43)

Переданная эквивалентная доза — это полная доза, полученная человеком за последующие

50 лет. Но необходимо помнить, что мощность дозы уменьшается экспоненциально со временем

по мере выведения радионуклида. Половина дозы будет получена в течение первого периода

полувыведения, 75% в течение двух периодов и т.д. Можно показать, что более 99% полной

дозы будут получены в течение первых 7 периодов полувыведения. Основываясь на

экспериментальных данных по очищению человеческого организма можно сделать вывод,

что, за исключением некоторых накапливающихся в костях радионуклидов, большинство их

выводятся в течение года после поступления. Поэтому МКРЗ рекомендует, что переданная

эквивалентная доза может учитываться работнику в текущем году.

И последнее. Так как мы увидели, что эквивалентная доза, полученная в результате

поступления радиоактивных материалов внутрь, пропорциональна эффективному периоду

полувыведения, то может показаться, что дозу на загрязненного работника можно уменьшить,

если мы сможем изменить период полувыведения. Конечно, физическая составляющая

периода полувыведения неизменима. Тем не менее, во многих случаях можно воздействовать

на скорость физиологических процессов. Например, в случае загрязнения воды, находящейся

в организме, время биологического очищения можно уменьшить путем увеличенного

потребления жидкости или использовать диуретики для ускорения работы почек. Так как

это медицинские процедуры, то они должны проводиться по назначению физиотерапевта.

ГЛАВА 9.

ОРГАНИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ ПРИ

АВАРИЯХ НА АЭС

КЛАССИФИКАЦИЯ АВАРИЙ И АВАРИЙНЫХ СИТУАЦИЙ

В соответствии с НРБУ-97 радиационная авария — незапланированное событие на

каком-либо объекте с радиационной или радиационно-ядерной технологией, если при

возникновении этого события выполняются два необходимых и достаточных условия:

• потеря регулирующего контроля над источником;

• реальное (или потенциальное) облучение людей, связанное с потерей регулирующего

контроля над источником.

Любое незапланированное событие, отвечающее вышеперечисленным условиям и

возникшее на энергетическом, транспортно-энергетическом, исследовательском или

промышленном атомном реакторе, квалифицируется как радиационная авария независимо

от причин и масштабов этой аварии.

В случае, если подобная аварии возникла с одновременной утерей контроля над цепной

ядерной реакцией и возникновением реальной или потенциальной угрозы самопроизвольной

цепной реакции, то такое событие квалифицируется как авария радиациото -ядерная.

К классу промышленных относятся такие радиационные аварии, последствия которых не

распространяются за границы территорий производственных помещений и промплощадки

объекта, а аварийное облучение получает лишь персонал.

К классу коммунальных относятся радиационные аварии, последствия которых не

ограничиваются помещениями объекта и его промплощадкой, а распространяются на

окружающие территории, где проживает население. Последнее становится, таким образом,

объектом реального или потенциального аварийного облучения.

По масштабам коммунальные радиационные аварии более детально делятся на:

• локальные, если в зоне аварии проживает население общей численностью до десяти

тысяч человек;

• региональные, при которых β зоне аварии оказываются территории нескольких

населенных пунктов, один или несколько административных районов и даже областей,

а общая численность втянутого в аварию населения превышает десять тысяч человек:

• глобальные — это коммунальные радиационные аварии, вследствие которых

втягивается

значительная часть (или вся) территория страны и ее население;

• трансграничные — это такие глобальные коммунальные аварии, когда зона аварии

распространяется за пределы страны, в которой она произошла.

Аварии на АЭС подразделяют на проектные и запроектные.

Проектная авария — авария, для которой проектом определены исходные события и

конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом

принципа единичного отказа систем безопасности или иной, независимой от исходного

события ошибки персонала, ограничение ее последствий установленными для таких аварий

пределами.

Запроектная авария — авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий

исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными, по сравнению с проектными

авариями, отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных

решений персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению

активной зоны. Уменьшение последствий запроектной аварии достигается управлением

аварией и/или реализацией планов мероприятий по защите персонала и населения.

Аварийная ситуация — состояние АЭС, характеризующееся нарушением пределов и/

или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию.

Экспериментально установлено, что в случае самой тяжелой из возможных аварий в

механическую энергию взрыва может перейти лишь 1 % энергии делящихся ядер. Это значит,

что мощность теплового взрыва реактора в несколько сот раз меньше мощности взрыва

номинальной атомной бомбы, эквивалентной 20000 т тротила. Таким образом, главная

потенциальная опасность АЭС в случае аварии обусловлена в основном выбросом в

окружающую среду радиоактивных продуктов деления, накопленных в реакторе за время

его работы.

Международной группой экспертов под эгидой МАГАТЕ и Агентства по ядерной

энергетике разработана международная шкала событий на АЭС (INES).

Главная цель шкалы — содействовать взаимопониманию между специалистами атомной

промышленности, общественностью и прессой. С помощью шкалы делается попытка ввести

дифференцированное восприятие происшествий и аварий, объясняя в доступной форме их

значение и относительную важность для безопасности.

Она позволяет оперативно и согласовано оповещать общество о значимости (с точки

зрения безопасности) событий на ядерных установках, о которых поступают сообщения.

Реально характеризуя события, шкала может упростить достижение единого понимания

событий ядерным сообществом, средствами массовой информации и обществом.

События классифицируются по семизначной шкале.

Шкала представлена в трех формах. Во-первых, в форме простой матрицы (табл 9.1) с

ключевыми словами, в основном указывающими на значимость событий, для демонстрации

трех отдельных критериев, использующихся для классификации событий и для выявления

эквивалентности уровней по различным критериям, представленным в колонках матрицы.

Слова в этой матрице выбраны таким образом, чтобы дать основное представление о

значимости события с точки зрения безопасности, и не претендуют на точность и

определенность.

Таблица 9.1,

Основная структура шкалы INES

KpffTepHff И

тти Yanairf рртггтипги Лелппяснпсгги

Уровень,

тип аварии

Влияние за

пределами площадки

Влияние на площадке

Деградация

глубокоэшелонированной

зашиты

Крупная

авария

Большой выброс: крупномасштабные

влияния на здоровье

и окружающую среду

Серьезная

авария

Значительный выброс:

полное осуществление

запланированных контрмер

Авария, сопровожд.

риском за пределами

площадки

Ограниченный выброс;

частичное осуществление

запланированных контрмер

Серьезные повреждения

активной зоны реактора/

радиационных барьеров

Авария,

не сопровождаемая

значительным риском

за пределами

площадки

Незначительный выброс:

облучение населения

по порядку сравнимо

с установленными

пределами

Частичное повреждение

активной зоны

реактора/ радиационных

барьеров/ острые влияния

на здоровье персонала

Серьезный

инцидент

Очень незначительный выброс:

облучение населения на уровне

долей установленных пределов

Крупное распространение

загрязнения

Переоблучение персонала

Близко к аварии

повреждение барьеров

эшелонированной защита

Инцидент

Инциденты со значительными

отказами устройств ,/;

безопасности

Аномалия

Аномалия, выходящая за рамки

разрешен, режима эксплуатации

Отклонения (событие

ниже шкапы) Не имеет значения с точки зрения безопасности

Событие, выходящее

за рамки шкалы

Не касается безопасности

Во-вторых, в виде дескрипторов, в форме, предназначенной для информирования

общественности, объединяющей три критерия и предоставляя номер критерия и определения

по каждому уровню шкалы. В-третьих, в форме подробного руководства для облегчения

оценки инцидентов и аварий, для того, чтобы присвоить им позицию по шкале в соответствии

с международными правилами. В этом подробном руководстве также содержатся примеры

использования шкалы для распределения по категориям ряда реальных событий (табл. 9.2).

События в шкале INES классифицируются по семиуровневой шкале. Нижние уровни

(1-3)названыинцидентами, аверхние(4—7) —авариями. События, не имеющие значимости

с точки зрения безопасности, классифицируются как относящиеся к О уровню, находящемуся

ниже шкалы, и называются отклонениями. События, не касающиеся вопросов безопасности,

определяются как выходящие за пределы шкалы.

События рассматриваются с точки зрения трех характеристик или критериев

безопасности, приведенных в каждой из трех шпонок влияние за пределами площадки, влияние

на площадке и деградация глубоко эшелонированной защиты.

Все ядерные установки проектируются таким образом, что существует ряд барьеров

безопасности, которые предотвращают возникновение значительного влияния на площадке

иди за ее пределами, а размеры предусмотренных барьеров безопасности в целом

соответствуют возможности влияния на площадке или за ее пределами. Действие всех этих

барьеров безопасности называют "глубоко эшелонированной защитой". Четвертая колонка

матрицы связана с инцидентами на ядерных установках или во время перевозки

радиоактивных материалов, во время которых деградировали свойства глубоко

эшелонированной защиты. Инциденты классифицируются на уровнях 1 — 3.

Событие, включающее характеристики, представленные более чем одним критерием, всегда

классифицируется на самом высоком уровне, соответствующем какому-либо отдельно

взятому критерию.

При пользовании шкалой INES должны быть использованы следующие рекомендации

• Хотя шкала предназначена для использования непосредственно после события,

возможны случаи, когда для того, чтобы понять и оценить последствия события, необходимо

более длительное время. В этих редких случаях проводится предварительная классификация

с последующим подтверждением. Возможно также, что в результате поступления

дополнительной информации может понадобиться реклассификация события.

• Если радиационная аварийная ситуация возникает вблизи ядерной установки или во

время перевозки радиоактивных материалов, то применяются существующие национальные

планы противоаварийных мероприятий. Шкала не должна использоваться как часть

официальных противоаварийных мер.

• Если для всех установок используется единая шкала, все-таки на некоторых типах

установок физически невозможно возникновение событий, связанных с выбросом в

окружающую среду значительного количества радиоактивных веществ. Для этих установок

верхние уровни шкалы являются неприменимыми. К таким установкам относятся

исследовательские реакторы, установки по переработке необлученного ядерного топлива и

площадки для захоронения отходов.

• Промышленные аварии или другие события, не связанные с ядерными или

радиационными операциями, не классифицируются и определяются как таковые, которые

"выходят за рамки шкалы". Например, хотя события, связанные с турбиной или генератором,

могут повлиять на оборудование, связанное с безопасностью, отказы, влияющие лишь на

эксплуатационную готовность турбины или генератора, будут классифицироваться как

таковые, которые выходят за рамки шкалы. Подобным образом такие события, как пожары,

нужно считать такими, которые выходят за рамки шкалы, когда они не связаны с какой-

нибудь возможной радиационной опасностью и не влияют на барьеры безопасности.

• Шкалу нельзя использовать как основу для отбора событий с целью учета опыта

эксплуатации, поскольку часто важные уроки не извлекаются из событий, имеющих

относительно небольшую значимость.

• Использование шкалы с целью сравнения показателей безопасности в разных странах

является нецелесообразным. В каждой стране существуют свои особенные меры