Математическое моделирование радиационного воздействия атомных объектов морской техники на окружающую среду и человека тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.18, доктор физико-математических наук Кучин, Николай Леонидович

• Кучин, Николай Леонидович
• доктор физико-математических наук
• 2002

Оглавление диссертации доктор физико-математических наук Кучин, Николай Леонидович

ВВЕДЕНИЕ.

ЧАСТЬ 1. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ И ПЕРЕНОСА ИЗЛУЧЕНИЯ В ОДНОРОДНЫХ И НЕОДНОРОДНЫХ СРЕДАХ.

1. ЧИСЛЕННЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ГЛУБОКОГО ПРОНИКНОВЕНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ.

1.1. Обзор основных методов решения задач глубокого проникновения.

1.2. Sn-метод в расчетах поля гамма-излучения.

1.2.1. Алгоритм численной реализации Sn -метода.

1.2.2. Влияние факторов, обусловленных численной реализацией Sn-метода при применении его к задачам о глубоком проникновении.

1.3. МЕТОД МОНТЕ-КАРЛО В РАСЧЕТАХ ПОЛЯ ИЗЛУЧЕНИЯ ПРИ ГЛУБОКОМ ПРОНИКНОВЕНИИ ГАММА-КВАНТОВ.

1.3.1. Математическая формулировка моделирования процесса переноса гамма-квантов в веществе с помощью метода Монте-Карло.

1.3.2. Оценки поля излучения на больших расстояниях от источника.

1.3.3. Вычисление плотности потока в точке.

2. ИССЛЕДОВАНИЕ ПОЛЯ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ РАССМАТРИВАЕМЫХ ЧИСЛЕННЫХ МЕТОДОВ.

2.1. Метод Монте-Карло в задачах глубокого проникновения гамма-квантов в однородных средах.

2.2. Метод Монте-Карло в задачах прохождения гамма-излучения в протяженных блоках защиты с ограниченными поперечными размерами.

2.3. Sn-метод в задачах глубокого проникновения гамма-квантов в однородных средах.

2.3.1. Факторы накопления гамма-излучения.

2.3.2. Энергетические и угловые распределения плотности потока гамма-излучения за водяными барьерами различной толщины.

2.3.3. Дифференциальные энергетические распределения гамма-излучения.

2.3.4. Угловое распределение мощности дозы гамма-излучения.

2.4. Физические процессы и их роль в переносе гамма-излучения.

2.4.1. Вклад аннигиляционного излучения.

2.4.2. Роль учета тормозного излучения.

2.4.3. Учет процесса когерентного рассеяния.

2.4.4. Роль учета флуоресцентного излучения.

2.4.5. Учет эффектов поляризации гамма-излучения.

3. АНАЛИЗ ОБУСЛОВЛЕННЫХ УЧЕТОМ ТРЕХМЕРНОЙ ГЕОМЕТРИИ ВОЗМУЩЕНИЙ ПОЛЯ ИЗЛУЧЕНИЯ ВНУТРИ ОБЛУЧАЕМОГО СНАРУЖИ ПОМЕЩЕНИЯ КОНЕЧНОГО ОБЪЕМА.

3.1. Модель учета влияния неодномерности объекта в расчетах поля излучения внутри него.

3.1.1. Геометрическая модель.

3.1.2. Математическая модель.

3.2. Эффективность метода и его экспериментальное обоснование.

3.3. Выводы по первой части.

ЧАСТЬ 2. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ АТОМНЫХ ОБЪЕКТОВ В ПРОБЛЕМЕ БЕЗОПАСНОСТИ МОРСКОЙ

СРЕДЫ.

4. ИСТОЧНИКИ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МОРСКОЙ СРЕДЫ.

4.1. Защитные барьеры АОМТ относительно выхода радионуклидов во внешнюю среду.

4.2. Процессы переноса радионуклидов через защитные барьеры.

4.3. Производительности источника выхода радионуклидов.

5. РАСПРОСТРАНЕНИЕ РАДИОНУКЛИДОВ В МОРСКОЙ СРЕДЕ.

5.1. Уравнения переноса радионуклидов в морской воде.

5.2. Уравнение переноса радионуклидов в донных осадках.

5.3. Граничные условия на границе дно-вода.

5.4. Определение коэффициентов уравнений по экспериментальным данным.

5.4.1. Коэффициенты турбулентного обмена.

5.4.2. Коэффициенты распределения.

5.4.3. Скорость осаждения взвеси.

5.4.4. Эффективная скорость осаждения взвеси и скорость осадконакопления.

5.4.5. Коэффициенты диффузии в донных осадках.

5.5. Применение уравнений переноса радионуклидов.

5.5.1. Перенос радионуклидов в придонном слое.

5.5.2. Перенос радионуклидов в толще морской среды.

6. КРИТЕРИИ ДОПУСТИМОГО ТЕХНОГЕННОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МОРСКОЙ СРЕДЫ И РАДИАЦИОННЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ЗАТОПЛЕНИЯ АОМТ.

6.1. Особенности облучения человека, связанного с загрязнением морской среды.

6.2. Допустимое радиоактивное загрязнение воды в районах морского промысла.

6.3. Допустимые уровни техногенного радиоактивного загрязнения воды бухт и эстуариев при эксплуатации АОМТ.

6.4. Радиационные последствия затопления АОМТ.

6.4.1. Положение границы зоны радиоактивного загрязнения.

6.4.2. Радиационные последствия затопления атомного судна в море.

6.4.3. Радиационные последствия затопления судна АТО.

6.5. Выводы по второй части.

ЧАСТЬ 3. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ ПРЕДПРИЯТИЙ АТОМНОГО СУДОСТРОЕНИЯ НА ПЕРСОНАЛ, НАСЕЛЕНИЕ И ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ.

7. МЕТОДЫ РАСЧЕТОВ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИЙ.

7.1. Состав комплекса методов расчета.

7.2. Исходные данные комплекса методов расчета.

7.3. Моделирование состояния аварийного объекта в зависимости от типа аварии и сценария ее протекания.

7.3.1. Расчет термодинамических параметров среды в аварийных помещениях.

7.3.2. Состояние радиационно-опасного оборудования и систем при затоплении и внешних воздействиях.

7.4. Определение характеристик источника радионуклидов.

7.4.1. Расчет накопления продуктов деления в активной зоне.

7.4.2. Расчет энерговыделения при СЦР.

7.5. Перенос активности по помещениям, утечка в окружающую среду.

7.5.1. Концентрация радионуклидов в защитной оболочке и смежных помещениях.

7.5.2. Перенос радионуклидов внутри затопленных атомных объектов.

7.6. Рассеяние и осаждение радионуклидов при их выбросах в атмосферу.

7.6.1. Приземные концентрации и плотность отложения радионуклидов на поверхность при постоянных выбросах.

7.6.2. Рассеяние и осаждение радионуклидов при аварийных выбросах.

7.6.3. Концентрация радионуклидов в факеле выброса в окружающую среду.

7.7. Радиационная обстановка в помещениях корабля и в окружающей среде.

7.7.1. Метод расчета дозы гамма-излучения в помещениях корабля.

7.7.2. Облучение от выброса радионуклидов в окружающую среду.

8. РАДИАЦИОННЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ АВАРИЙ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ АТОМНОГО СУДОСТРОЕНИЯ И СУДОРЕМОНТА.

8.1. Последствия аварии с потерей теплоносителя на корабле с ЯЭУ.

8.2. Последствия при падении перегрузочного контейнера при выгрузке ОЯТ.

8.2.1. Выгрузка ОЯТ из утилизируемой АПЛ.

8.2.2. Выгрузка ОЯТ из ремонтируемой АПЛ.

8.3. Пожар в энергетическом отсеке утилизируемой АПЛ и в хранилище ЖРО.

8.3.1. Локальный пожар в энергетическом отсеке утилизируемой АПЛ.

8.3.2. Общий пожар в энергетическом отсеке утилизируемой АПЛ.

8.3.3. Пожар в хранилище ЖРО.

8.4. Аварийный выброс газа из системы газа высокого давления АПЛ.

8.5. Аварии с выходом радионуклидов в акваторию.

8.5.1. Несанкционированный сброс в акваторию ЖРО.

8.5.2. Затопление АПЛ с не выгруженной активной зоной.

8.5.3. Затопление спецтанкера в акватории предприятий.

8.5.4. Разрушение хранилища ЖРО.

8.6. Радиационные последствия выброса при СЦР.

8.7. Оценка масштаба радиационных последствий аварий.

8.7.1. Оценка масштабов аварий в соответствии со шкалой МАГАТЭ.

8.7.2. Радиационный риск аварий с воздушным выбросом радионуклидов.

8.8. Зона радиационной аварии.

8.9. Выводы по третьей части.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Математическое моделирование радиационного воздействия атомных объектов морской техники на окружающую среду и человека»

Характеристика проблемы защиты человека и окружающей среды от факторов радиационного воздействия атомных объектов морской техники

Россия занимает лидирующее место в мире по созданию кораблей и судов с ЯЭУ и является единственной страной в мире, имеющей гражданский атомный флот.

Однако использование ядерной энергии приводит к необходимости решать проблемы, связанные с обеспечением ядерной и радиационной безопасности. Несмотря на высокую степень надежности современных атомных кораблей и судов, постоянно ведется работа по их совершенствованию в соответствии с ужесточающимися требованиями ядерной и радиационной безопасности. При использовании ядерной энергии наибольшую опасность, в конечном счете, представляет облучение людей. Использование ЯЭУ на кораблях и судах в случае возможных аварий несет в себе потенциальную опасность радиационного воздействия сверх регламентированных пределов не только на личный состав корабля, но и на население и окружающую среду. Источником потенциального радиационного воздействия являются радиоактивные элементы, находящиеся в активной зоне реактора, технологических контурах ЯЭУ, а также в хранилищах РАО и ОЯТ.

В процессе эксплуатации, ремонта и утилизации кораблей и судов с ЯЭУ образуется значительное количество РАО. Для обращения с РАО, включая ОЯТ, используются специализированные суда АТО, осуществляющие последовательную цепочку операций по перегрузке активных зон ЯЭУ кораблей, приёму, переработке и перевозке РАО к пунктам их хранения. Суда указанного класса могут являться источником не менее сильного радиационного воздействия на человека и окружающую среду, чем корабли и суда с ЯЭУ.

Для строительства указанных атомных объектов морской техники (АОМТ), их эксплуатации и ремонта, а также последующей утилизации создана и существует целая инфраструктура пунктов базирования, судостроительных и судоремонтных предприятий. Данные предприятия атомного судостроения в процессе своей деятельности могут оказывать радиационное воздействие на персонал, население ближайших населенных пунктов и окружающую природную среду.

Развитие российского атомного флота и его эксплуатация, несомненно, оказывают влияние на радиоэкологическое состояние морей Северного и Тихоокеанского регионов и прилежащие к ним территории. Более того, сейчас можно с большой степенью уверенности утверждать, что при создании отечественного атомного флота были недооценены проблемы обеспечения радиоэкологической безопасности.

В настоящее время эти же проблемы возникают при утилизации АОМТ, которая по своей сложности, дороговизне, социальной значимости и экологической опасности представляет собой проблему мирового значения и является приоритетной в деятельности всего российского промышленного комплекса.

Неготовность промышленности к массовой утилизации АПЛ и обращению с радиоактивным оборудованием влечет за собой необходимость его длительного хранения на борту списанных АПЛ, что несет потенциальную угрозу радиоактивного загрязнения акваторий, сопредельных с иностранными государствами. Суммарная радиоактивность, сосредоточенная в реакторном отсеке одной снятой с эксплуатации АПЛ, может достигать 1млн.Ки. Выгрузка ядерного топлива из реакторного отсека снижает эту величину в десятки раз, что не исключает радиационной и экологической опасности, хотя полностью снимает вопрос о необходимости обеспечения ядерной безопасности. Радиоэкологическая опасность усугубляется тем, что техническое состояние прочных корпусов и систем живучести списанных кораблей с течением времени ухудшается, что, в свою очередь, может привести к несанкционированному затоплению последних в местах их базирования.

Утилизацию АОМТ, выведенных и выводимых из эксплуатации, включая выгрузку ОЯТ, предполагается осуществлять на действующих судостроительных и судоремонтных предприятиях. Эти предприятия располагаются, как правило, в густонаселенных местах вблизи жилых массивов.

Процесс утилизации АОМТ также, как и процесс их обслуживания в ходе эксплуатации, включает ряд опасных в радиационном отношении операций (выгрузку ОЯТ, удаление теплоносителя, демонтаж загрязненного оборудования, вырезку реакторного отсека и др.). При этом образуется большое количество высокоактивных жидких и твердых РАО и ОЯТ.

Изложенное свидетельствует о потенциальной возможности возникновения дополнительной радиационной нагрузки на население и окружающую среду региона.

Вынужденное хранение на плаву фрагментов АПЛ, в том числе, с невыгруженным ОЯТ в долгосрочной перспективе создает значительную радиоэкологическую опасность для водной среды, обладающей повышенной чувствительностью к радиоактивным загрязнениям из-за способности гидробионтов и донных осадков к накоплению радионуклидов. Масштабы этой опасности необходимо оценить, так как сотни тысяч людей могут в течение десятков лет находиться в зоне ее влияния.

Кроме того, в процессе строительства, ремонта, отстоя и утилизации АОМТ не исключены аварийные ситуации, при которых может возникнуть сложная радиационная обстановка с высокими дозовыми нагрузками для населения и загрязнением объектов окружающей природной среды.

В связи со сказанным оценка уровней радиационного воздействия (с учетом различных аварийных ситуаций) АОМТ, а также предприятий, осуществляющих их строительство, ремонт и утилизацию, на население и экологическую ситуацию в регионе является актуальной и необходимой.

Основой решения проблемы обеспечения безопасности человека и окружающей среды от воздействия АОМТ является наличие детальной количественной информации об уровнях возможного радиационного воздействия, полученной с помощью комплекса математических методов, базирующихся на достоверном моделировании различных физических процессов. При этом сопоставление величин, характеризующих масштабы прогнозируемого радиационного воздействия, с величинами допустимых уровней этого воздействия позволяет сделать вывод о необходимости реализации тех или иных мероприятий по снижению воздействия или защите от него. А рассмотрение сценариев развития наиболее вероятных аварийных ситуаций и разработка физических и математических моделей их протекания позволят с использованием упомянутого комплекса математических методов не только оценить масштабы риска возможного радиационного воздействия этих аварий на человека и окружающую среду еще до того, как подобная авария произойдет, но и на основании результатов такого моделирования определить эффективность и технические характеристики мероприятий по снижению этих последствий. Возможный спектр таких мероприятий достаточно широк: от выбора защитных экранов определенной толщины, зависящей от материала экрана, до обоснования размеров СЗЗ для отдельного АОМТ или целого предприятия атомного судостроения (судоремонта).

Таким образом, в целях решения проблемы обеспечения защиты человека и окружающей среды от факторов радиационного воздействия АОМТ на всех этапах их жизненного цикла необходимо провести исследования по следующим направлениям:

1. Выбору и обоснованию (в случае необходимости) допустимых уровней радиационного воздействия на человека (доза, мощность дозы, радиоактивное загрязнение) и природную среду ( радиоактивное загрязнение).

2. Определению источников и путей радиационного воздействия на человека и окружающую среду АОМТ на всех этапах их жизненного цикла с учетом возможных аварийных ситуаций.

3. Созданию методов и средств моделирования количественных характеристик источников радиационного воздействия (геометрия, размеры, активность, нуклидный состав) с учетом различных сценариев протекания аварийных ситуаций (задачи переноса радионуклидов внутри АОМТ и вне их для определения зон загрязнения).

4. Нахождению по заданным характеристикам источников (зон загрязнения) дозовых величин поля излучения (задачи переноса излучения в веществе).

5. Разработке системы мероприятий по снижению параметров радиационного воздействия, превышающих допустимые уровни, ограничению или устранению самого воздействия.

Каждое из этих направлений, в свою очередь, является весьма сложной научно-технической задачей, которая хотя и решена в той или иной мере, но требует для своего полного решения значительного объема исследований с применением различных методов.

Краткая характеристика состояния вопроса и предмет защиты

С момента возникновения идеи размещения ЯЭУ на корабле (судне) существовало ясное понимание того, что проблема снижения воздействия проникающих излучений на человека и различные материальные объекты является важной составной частью всей проблемы обеспечения защиты человека и окружающей среды от действия радиации.

Поэтому в ходе проектирования и строительства АОМТ различного назначения существенное внимание уделялось и уделяется созданию эффективной и надежной защиты от излучений. В соответствии со своим функциональным назначением защита от излучений должна обеспечивать снижение:

- мощности дозы нейтронного и гамма-излучения от всех возможных источников до уровней, безопасных для человека;

- флюенса быстрых нейтронов, падающих на конструкционные материалы, элементы оборудования и на радиоэлектронную аппаратуру с обеспечения их радиационного ресурса;

- радиационных тепловыделений в конструкциях, окружающих активную зону реактора;

- уровней наведенной активности теплоносителей, элементов оборудования, расходных материалов, воздуха и забортной воды.

Поскольку для кораблей и судов с ЯЭУ характерны жесткие требования к массе и габаритам защиты от излучений, проблема создания корабельных ЯЭУ требует развития относительно сложных и точных методов (и соответствующих программ для ЭВМ) расчета защиты от излучений.

Исследования в области защиты от излучений ЯЭУ проводились и проводятся многими организациями страны. В частности, изучением вопросов методического обеспечения расчетов полей излучения за радиационной защитой АОМТ занимались ИАЭ им. И.В. Курчатова, ФЭИ, НИКИЭТ, ОКБМ, Институт Биофизики, МИФИ, Институт Прикладной Математики. Обширный комплекс исследований по созданию методов расчета полей излучения был проведен ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова. Эти разработки были ориентированы в первую очередь на обеспечение проектирования и постройки АОМТ. Работа по созданию методов расчета проводились в двух направлениях: с одной стороны, по пути развития полуэмпирических методов, основанных на результатах, которые получены экспериментально или путем моделирования процессов переноса излучения в веществе методом Монте-Карло; с другой, развитием методов, основанных на различных подходах к решению линейного интегро-дифференциального уравнения Больцмана, описывающего перенос излучения в материальных средах.

Начиная с 1970 года, автор диссертации, являясь сотрудником ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова, принимал непосредственное участие в упомянутых выше работах в качестве исполнителя и руководителя ряда направлений этих работ.

С конца 70-х годов появилась связанная с тенденцией к увеличению мощности ядерных реакторов и изотопных источников при одновременном снижении предельно допустимых уровней облучения человека необходимость в адаптации имеющихся методов численного моделирования поля за защитой к решению ряда задач о так называемом глубоком проникновении излучения. Общей чертой этих задач является изучение с помощью различных методов численного моделирования физических особенностей формирования поля излучения на больших расстояниях от источника.

Автором диссертации была поставлена и решена задача о глубоком проникновении гамма-излучения. Из круга вопросов, подлежащих рассмотрению при решении этой задачи, были выделены следующие:

- исследование общих закономерностей формирования поля излучения при больших глубинах его проникновения в однородных и некоторых неоднородных композициях материальных сред;

- изучение энергетических и угловых распределений гамма-квантов для получения наиболее полной информации о формировании поля излучения на больших глубинах проникновения;

- изучение влияния на формирование поля излучения ряда вторичных, ранее не учитываемых физических процессов взаимодействия излучения с веществом.

Для рассмотрения указанных вопросов автором были разработаны и реализованы в виде программ алгоритмы решения кинетического уравнения переноса излучения в веществе на основе предложенных им модификаций метода Монте-Карло и Sn-метода. Эти методы были выбраны в качестве основного инструмента исследования по следующим причинам.

Sn—метод оказался наиболее приспособленным для решения практически важных задач глубокого проникновения излучения, а именно, для прогнозирования радиационной обстановки при обслуживании АОМТ, оснащенных ЯЭУ, когда необходима детальная информация о пространственно-энергетических и угловых характеристиках поля на периферии основной защиты и даже на легком корпусе или днище корабля. Примерами таких задач являются: совместное базирование атомных кораблей; докование АПЛ; спасательные и водолазные работы (в том числе при нахождении АОМТ на грунте) и др.

При отсутствии возможности экспериментального подхода единственным методом, позволяющим корректно решать задач переноса излучения, не поддающиеся существенному упрощению, является метод Монте-Карло в различных его модификациях. Поэтому он был выбран в качестве основного метода для решения задач переноса излучения в неоднородных средах, а также для получения данных, служащих репером при использовании других численных методов решения кинетического уравнения для определения точности последних.

Кроме того, эти методы легко допускают возможность учета ряда вторичных физических процессов взаимодействия излучения с веществом с помощью разработанных автором диссертации алгоритмов моделирования этих процессов, что позволяет избежать необходимости трудно реализуемого решения системы связанных между собой интегро-дифференциальных уравнений переноса.

Основным способом проверки корректности результатов, получаемых с помощью численного моделирования является сравнение расчетных результатов с соответствующими экспериментальными данными. Поэтому для проверки создаваемых расчетных методов и их константного обеспечения проводились экспериментальные исследования распространения излучения, выполненных на макетах и сборках, близких к реальным.

Автору диссертации принадлежит идея проведения ряда экспериментов, проводившихся в ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова, на исследовательском реакторе и изотопных источниках. Им выполнена обработка и дана научная интерпретация результатов этих экспериментов, которые в последующем использовались им как для получения конкретных данных по прохождению излучения в различных средах, так и для обоснования достоверности созданных методов математического моделирования переноса ионизирующего излучения в геометрически сложных и неоднородных средах.

Таким образом, к середине 80-х годов был завершен первый период в решении проблемы математического моделирования радиационного воздействия АОМТ на человека. К этому времени основными направлениями решения данной проблемы были следующие:

- разработка теории и методов расчета переноса ионизирующего излучения;

- экспериментальные исследования в области физики защиты от излучений в направлении развития и совершенствования методов и методик;

- изучение (расчетное и экспериментальное) особенностей формирования дозовых полей облучения персонала АОМТ.

С конца 80-х- начала 90-х годов после печально известных событий (аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. и гибели АПЛ «Комсомолец» в 1989 г.), вызвавших радиофобию среди населения в отношении как атомной энергетики в целом, так и в отношении АОМТ, в частности, начался второй период решения проблемы обеспечения защиты человека и окружающей среды от факторов радиационного воздействия АОМТ.

Комплексный подход в решении проблемы моделирования радиационного воздействия АОМТ, характерный для этого периода, позволил в работах, выполненных в ЦНИИ им. акад. А.Н.Крылова, создать методический аппарат, основанный на математическом моделировании различных аварийных процессов в системе «ЯЭУ-корабль-окружающая среда», и с его помощью выполнить большой объем работ по обоснованию уровня безопасности ряда проектов АОМТ, а также предприятий, строящих, ремонтирующих и утилизирующих АОМТ.

Руководителем этих работ являлся автор диссертации. Им были сформулированы требования, предъявляемые как к комплексу методов в целом, так и выбору отдельных математических методов. Он самостоятельно разработал алгоритмы отдельных методов расчета, входящих в комплекс методов, и принял паритетное участие в разработке алгоритмов других методов и в их программной реализации.

В период 1992-2002 г.г. автором диссертации был проведен цикл расчетов по моделированию последствий различных аварий на предприятиях судостроения, обслуживающих АОМТ [290-299]. Выполненный им анализ полученных результатов выявил некоторые общие закономерности в формировании радиационных последствий этих аварий. Последнее позволило из всего многообразного перечня аварийных ситуаций, типичных для разных стадий эксплуатации, обслуживания, ремонта и утилизации АОМТ, выделить основные, определив сценарии их протекания, количественные характеристики этих сценариев, а затем ожидаемые последствия каждой из аварий сопоставить с известной шкалой МАГАТЭ классификации ядерных инцидентов и аварий для атомных станций. А проведенные в это же время расчетные исследования по определению уровней возможного радиоактивного загрязнения морской среды [237,238,249-251,254-258] показали, что аварии с АОМТ, даже крупномасштабные, имеют локальные последствия и не дают значительного загрязнения Мирового океана.

Сказанное позволяет заключить, что математическое моделирование процессов переноса радионуклидов и ионизирующего излучения в различных средах с целью создания методов расчета для обеспечения защиты персонала, населения и окружающей среды от факторов радиационного воздействия АОМТ на всех этапах их жизненного цикла, включая проектирование, строительство, ремонт и утилизацию, составило новое самостоятельное научное направление. Диссертант стал научным руководителем данного направления, и это послужило основанием для представления к защите настоящей диссертации.

В соответствии с определенными выше направлениями исследований, необходимых для решения прг блемы защиты человека и окружающей среды от радиационного воздействия АОМТ, и основными результатами, полученными автором диссертации (см. рис.В.1), предмет защиты может быть сформулирован следующим образом.

Защита человека и окружающей среды от радиационного воздействия АОМТ

Определение источников и путей воздействия. Обоснование допустимых уровней

Математическое моделирование радиационного воздействия АОМТ в различных ситуациях

Разработка мероприятий i снижению воздействия

Методы расчёта переноса излучения в веществе с учётом различных процессов взаимодействия

Методы расчёта переноса радио нуклидов внутри АОМТ и вне

ИХЛ радиоактивное загрязнение) но

Разработаны н реализованы модели, алгоритмы, методы •

Перечень и сценарии протекания аварий Определения допустимых уровней загрязнения морской среды Решения уравнения переноса Sn-методом и методом Монте-Карло Учёта вторичных процессов взаимодействия излучения с веществом Расчёта влияния на облучение неодномерного объекта Переноса излучения внутри АОМТ Переноса нуклидов в морской среде Расчёта облучения при авариях с выходом нуклидов

Изучены общие закономерности и получены количественные характеристики:

Облучения человека при загрязнении морской среды Формирования поля у-излучения при больших глубинах проникновения Влияния вторичных процессов взаимодействия излучения с веществом Формирования зоны загрязнения морской среды при авариях АОМТ Формирования последствий аварий на предприятиях атомного судостроения

Рис. В.1. Направления работ для защиты человека и окружающей среды от радиационного воздействия АОМТ с указанием основных результатов, полученных автором диссертации для решения этой проблемы. tjj

Автор защищает:

1. Алгоритмы решения кинетического уравнения переноса излучения на основе модификаций Sn-метода и метода Монте-Карло, их программные реализации и обоснование применимости этих методов для решения в задачах глубокого проникновения гамма-излучения в веществе.

2. Результаты исследования общих закономерностей формирования поля гамма-излучения при больших глубинах его проникновения в однородных и неоднородных протяженных композициях защиты.

3. Математические модели и соответствующие им алгоритмы учета различных вторичных физических процессов взаимодействия гамма-квантов с веществом в предложенных модификациях Sn-метода и метода Монте-Карло, а также результаты изучения влияния этих вторичных процессов на формирование поля излучения, включая задачи его глубокого проникновения.

4. Расчетную модель учета влияния в расчетах поля излучения внутри объекта его неодномерности, основанную на применении методов теории возмущения с использованием решений сопряженного уравнения переноса.

5. Обобщенные и вновь разработанные математические модели возможного переноса радионуклидов, содержащихся в радиационно-опасноых системах и оборудовании, по помещениям АОМТ и далее в морской среде, а также результаты исследований общих закономерностей формирования зон радиоактивного загрязнения морской среды при авариях с АОМТ, связанных с выходом радионуклидов за их пределы, включая затопление АОМТ.

6. Методы определения количественных показателей, определяющих допустимый уровень радиоактивного загрязнения морской среды, с учетом связанных с этим видом загрязнения особенностей радиационного воздействия на человека.

7. Комплекс методов по определению радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду при авариях, приводящих к изменению радиационной обстановки и распространению радиоактивности по АОМТ и за его пределы.

8. Перечень наиболее значимых с точки зрения радиационного воздействия на человека и окружающую среду аварий, типичных для существующей практики строительства, ремонта и принятой концепции утилизации АОМТ, а также количественные характеристики сценариев их протекания.

9. Результаты исследования общих закономерностей в формировании радиационных последствий аварий, типичных для существующей практики строительства, ремонта и принятой концепции утилизации АОМТ, с оценкой масштаба последствий этих аварийных ситуаций в соответствии с масштабом ожидаемого радиационного риска на основе шкалы событий МАГАТЭ для атомных станций.

Содержание, апробация и внедрение результатов работы.

Работа состоит из 8 разделов, объединенных в 3 части, и двух приложений . Первая часть состоит из 3 разделов и посвящена моделированию процессов взаимодействия излучения с веществом и численным методам расчета переноса излучения в однородных и неоднородных средах.

В первом разделе наряду с обзором различных численных методов, которые могут быть использованы для решения задач, связанных с глубоким проникновением гамма-излучения, рассмотрено использование для этой цели Sn-метода и изложены результаты исследований влияния факторов, обусловленных численной реализацией Sn -метода, при применении его к задачам глубокого проникновения. Здесь же рассмотрены вопросы использования метода Монте-Карло для решения этого класса задач и дан обзор приемов, используемых для уменьшения статистической ошибки в задачах глубокого проникновения излучения.

В втором разделе изложены результаты исследований прохождения гамма-излучения в протяженных однородных и неоднородных композициях вещества. Дано описание алгоритмов моделирования различных, ранее не учитываемых процессов взаимодействия излучения с веществом; проанализированы результаты количественной оценки их роли в расчетах переноса гамма-излучения. Наряду с результатами расчетных исследований приводятся данные экспериментов, которые используются для подтверждения корректности использования предложенных расчетных моделей.

В третьем разделе рассмотрен способ моделирования величин поправок, обусловленных учетом 3-хмерности объема реального помещения, к величине поля излучения внутри этого помещения, определяемого на основании совокупности одномерных расчетов. Приводится экспериментальное подтверждение эффективности предлагаемой модели, которая основана на теории возмущений с привлечением аппарата сопряженных функций.

Вторая часть диссертации состоит из 3 разделов и посвящена вопросам математического моделирования масштабов потенциального радиационного воздействия на человека и морскую среду при ситуациях, связанных с выходом радионуклидов за пределы АОМТ.

В четвертом разделе описаны методы расчета распространения радионуклидов по помещениям аварийного объекта и их утечки в окружающую среду, основанные на учете процессов, определяющих перенос радионуклидов через защитные барьеры АОМТ.

В пятом разделе рассмотрено моделирование процессов, обуславливающих распространение радионуклидов морской среде.

Шестой раздел посвящен основанному на анализе критических путей возможного радиационного воздействия на человека выбору критериев и количественных показателей, определяющих допустимый уровень техногенного радиоактивного загрязнения моря. Здесь же дан анализ результатов исследований особенностей формирования радиоактивного загрязнения морской воды при затоплении АОМТ в открытом море.

Третья часть включает в себя два раздела. В ней рассмотрены вопросы моделирования радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду при строительстве, ремонте и утилизации АОМТ.

Седьмой раздел содержит информацию о созданном комплексе расчетных методов оценки радиационных последствий возможных применительно к существующей номенклатуре радиационно-опасных работ, выполняемых на предприятиях атомного судостроения, аварийных ситуаций, приводящих к выходу радионуклидов в окружающую среду.

Результаты исследования общих закономерностей в формировании радиационных последствий аварий, типичных для существующей практики строительства, обслуживания АОМТ и принятой концепции утилизации АПЛ, рассмотрены в восьмом разделе; здесь же масштабы последствий этих аварийных ситуаций сопоставлены с масштабами ожидаемого радиационного риска, соответствующими шкале событий МАГАТЭ для атомных станций, а также рассмотрены особенности формирования зоны радиационной аварии.

В приложении 1 приведены результаты моделирования возможного загрязнения объектов природной среды при длительном хранении на плаву вырезанных реакторных отсеков утилизируемых АПЛ.

В приложении 2 представлен разработанный на основе анализа радиационно-опасных работ на предприятиях атомного судостроения (судоремонта) перечень наиболее характерных (типовых) вариантов аварий и дано соответствующее этому перечню описание сценариев ядерных и радиационных аварий, возможных на этих предприятия, с указанием их главных количественных характеристик.

Очевидно, что в выполнении такой объемной работы, которая включает наряду с расчетными и экспериментальные исследования, принимал участие ряд сотрудников лаборатории, успешно разрабатывавших отдельные направления данной проблемы.

Как отмечалось выше, автор являлся руководителем и исполнителем всех работ по проблеме, включая проведение экспериментов, разработку расчетных методов и методик анализа экспериментов, анализ и научное обобщение результатов исследований. Кроме того, им осуществлено внедрение этих результатов в практику обеспечения радиационной безопасности и защиты от ионизирующих излучений как на стадии проектирования АОМТ, так и на стадиях их строительства, ремонта и утилизации на предприятиях Государственного Российского центра атомного судостроения.

Основные научные результаты и рекомендации внедрены при проектировании АОМТ различного назначения в конструкторских бюро отрасли, а также на судостроительных и судоремонтных предприятиях. К числу важнейших направлений внедрения результатов работы относятся:

- разработка отраслевого стандарта OCT В5.4369-81 «Защита от ионизирующих излучений судовых атомных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением, а также доков и судов обслуживания объектов флота с атомными энергетическими установками. Методы расчета», который используется более чем на 20 предприятиях отрасли;

- выполнение комплекса работ по оценке воздействия на персонал, население и природную среду при спецификационных условиях эксплуатации, а также при различных аварийных ситуациях плавучего комплекса по переработке ЖРО «Ландыш», созданного по совместному российско-американскому проекту для эксплуатации в прибрежных районах Японского моря, прошедшему согласование всех российских надзорных органов и получившему одобрение государственной экспертизы;

- использование рассматриваемых математических моделей и расчетных методов для обоснования схемных и конструктивных решений в обеспечение безопасности целого ряда проектов (плавучей технической базы для обслуживания АПЛ - проектант ЦКБ «Айсберг»; транспорта для перевозки и переработки радиоактивных отходов - проектант ЦКБ «Вымпел» и др.; операций по подъему, транспортировке и утилизации АПК «Курск»), а также для разработки проектов санитарно-защитных зон действующих предприятий (Дальневосточный завод «Звезда», судоремонтный завод «Нерпа», ПО «Севмашпредпритие» и ГМП «Звездочка»).

Основные материалы, вошедшие в диссертацию, опубликованы в 19 статьях в журналах и специализированных сборниках [39, 104-106, 115-119, 204, 214, 237, 238, 250, 257, 290292,302], а также более чем в 50 научно-технических отчетах, направленных в адреса различных организаций.

Автор выступал с результатами, изложенными в диссертации, на международных, всесоюзных и российских научных конференциях и семинарах, по материалам которых опубликовано 16 локладов [249,251-256,258,275,293-299].

Ряд методических вопросов вошел в учебные пособия, написанные автором для студентов факультета прикладной математики и процессов управления Санкт-Петербургского государственного университета [300,301].

Заключение диссертации по теме «Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ», Кучин, Николай Леонидович

3.3. Выводы по первой части

Разработан реализованный в виде программы алгоритм численной реализации. Sn-метода для решения кинетического уравнения Больцмана переноса излучения в веществе.

Определено влияние различных факторов, обусловленных численной реализацией Sn-метода, при применении его к задачам глубокого проникновения излучения в веществе. Обоснована применимость метода в ЭбРб -приближении для решения этого класса задач для глубин проникновения излучения до 50 д.с.п. с приемлемой точностью.

На примере рассмотрения переноса гамма-излучения в однородных средах обосновано использование метода Монте-Карло в виде модификации, предусматривающей задание первого столкновения квантов с атомами среды равномерным по области переноса наряду с глубокой степенью их "расщепления" для получения количественных оценок характеристик поля излучения на глубинах проникновения до 40 д.с.п.

При решении методом Монте-Карло задач переноса излучения в протяженных неоднородных композициях вещества, для которых характерно наличие сильных градиентов характеристик поля излучения, предложен простой способ "смещения" традиционной оценки функционалов поля излучения в точке для устранения расходимости ее дисперсии.

Методом Монте-Карло исследовано прохождение гамма-квантов в протяженных материальных средах с ограниченными поперечными размерами. Предложены аналитические аппроксимационные формулы, допускающие определение характеристик поля гамма-излучения для таких случаев. Для энергий гамма-излучения, соотвествующего спектру ЯЭУ, средняя погрешность расчетов по этим формулам не превышает 30%, а результаты расчетов удовлетворительно согласуются с результатами экспериментов.

Исследовано детальное изменения поля гамма-излучения с глубиной проникновения Sn-методом в 8бРб~приближении. Изучены особенности формирования поля излучений в однородных средах протяженностью до 50 д.с.п. для набора элементов с широким интервалом изменения атомного номера Получен большой объем информации о различных интегральных и дифференциальных характеристиках поля излучения. Отмечен ряд физических закономерностей изменения этих характеристик с ростом глубины проникновения излучения в различных веществах. Сравнение численных результатов, полученных с помощью Sn-метода, с результатами расчетов методом Монте-Карло, а также результатами экспериментальных исследований по изучению энергетических и угловых распределений излучения позволило сделать заключение об ожидаемых величинах погрешности расчетов Sn-метода.

Разработаны и реализованы алгоритмы физико-математического моделирования ранее не учитываемых в расчетах процессов взаимодействия гамма-излучения с веществом с целью оценки их влияния. С помощью Sn-метода и метода Монте-Карло проведены расчетные исследования по определению влияния на дозовые характеристики поля излучения при прохождении через вещество гамма-излучения с энергиями, не превышающими 10 МэВ, таких процессов,как: аннигиляция пары "электрон-позитрон"; образование тормозного и флуоресцентного излучений; когерентное рассеяние и комптоновское рассеяние с учетом поляризации гамма-квантов. Получены количественные данные, позволяющие характеризовать физические особенности влияния этих процессов на перенос гамма-излучения с энергиями, типичными для ЯЭУ.

Разработан и реализован основанный на использовании решений одномерных прямого и сопряженного уравнений переноса метод расчетного определения вклада в величину поля излучения внутри помещения, обусловленного многократно рассеянным от всех ограничивающих это помещение поверхностей излучением, при облучении извне одной из поверхностей. Проведено исследование эффективности метода, выполнено его экспериментальное обоснование.

Анализ результатов проведенных расчетных и экспериментальных исследований позволяет сделать следующие выводы:

1. Показано, что с ростом глубины проникновения роль влияния на характеристики поля излучения ряда не учитываемых ранее вторичных процессов таких, как возникновение тормозного и флуоресцентного излучений, может быть определяющей, особенно, при рассмотрении задач, связанных с прохождением гамма-квантов в веществе с большим атомным номером (расчет свинцовой защиты). Вклад тормозного излучения становится существенным при начальной энергии первичных гамма-квантов, превышающей 6,0 МэВ, и возрастает с увеличением энергии и атомного номера вещества. Вклад флуоресцентного излучения становится существенным при энергии первичных гамма-квантов, меньшей 0,2 МэВ, и возрастает с уменьшением последней. При этом в зависимости вклада тормозного излучения в величину дозовых характеристик от глубины проникновения отмечаетсясуществование максимума, положение которого сдвигается в сторону больших глубин проникновения при увеличении энергии излучения.

2. Выявлена закономерность в поведении энергетических угловых распределений гамма-излучения за протяженными защитными барьерами, состоящая в том, что для глубин проникновения, превышающих 20 д.с.п., угловые распределения стабилизируются и для интервала углов 0<9<90° описывается функцией вида е"0/е° с коэффициентом 0о, зависящим от энергии источника и рассматриваемого вещества.

Отсутствие зависимости вида данной функции от толщины водного барьера позволяет использовать ее для оценок углового распределения плотности потоков гамма-излучения различной энергии, выходящего с поверхности легкого корпуса АПЛ, что обеспечивает корректный расчет радиационной обстановки при совместном базировании атомных кораблей, при.доковании АПЛ, а также при организации спасательных или водолазных работ при нахождении АПЛ на грунте. Универсальность данной рекомендации обеспечивается слабым различием в форме относительных угловых распределений мощности дозы гамма-излучения на легком корпусе АПЛ в случае работающей и остановленной ЯЭУ.

ЧАСТЬ 2. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ АТОМНЫХ ОБЪЕКТОВ В ПРОБЛЕМЕ БЕЗОПАСНОСТИ

МОРСКОЙ СРЕДЫ.

Вторая половина XX века характеризуется усилением антропогенного воздействия на гидросферу в результате загрязнения морей и океанов различными веществами, включая радиоактивные вещества техногенного происхождения.

Сведение к минимуму возможного радиационного воздействия АОМТ на морскую среду и население требует проведения комплекса работ по предварительной оценке этого вида воздействия на всех этапах их жизненного цикла, включая утилизацию. Такие работы могут быть выполнены при наличии методов расчета последствий радиационных аварий на море, основанных на математическом моделировании ряда физических процессов и позволяющих учитывать конструктивные особенности различных типов АОМТ.

В настоящее время, помимо АПЛ, в эксплуатации, а также в стадии проектирования и постройки находятся АОМТ других типов (надводные корабли и суда с ЯЭУ, суда АТО, плавучие атомные энергоблоки и т.п.), имеющие на борту большое количество как ядерно- и радиационно-опасного оборудования, так и твёрдых и жидких радиоактивных отходов. Особенности конструкции конкретных АОМТ в случае аварии в значительной мере определяют мощность источника активности, поступающей за пределы аварийного объекта.

Прогноз радиационных последствий аварий АОМТ требует создания новых методов расчётного моделирования процессов переноса радионуклидов в природной среде с учетом таких специфических условий, как скорости и направления течений, высоты приливов, сорбция радионуклидов взвесью, их диффузия в донные осадки и вымывание из донных осадков, аккумулирование радионуклидов гидробионтами.

Проведение указанных расчётных оценок требует выполнения математического моделирования ряда физических процессов, в числе которых:

1) выход радионуклидов из первичного источника (ядерного топлива, цистерн ЖРО и т.п.);

2) перенос радиоактивных веществ внутри аварийного АОМТ до их выхода за пределы объекта с учетом его конструктивных особенностей;

3) перенос радиоактивных примесей в системе «морская вода — донные отложения» при различных гидрологических условиях.

Кроме того, для определения масштабов загрязнения морской среды необходимо иметь количественную информацию о допустимых уровнях ее радиоактивного загрязнения.

Список литературы диссертационного исследования доктор физико-математических наук Кучин, Николай Леонидович, 2002 год

1. Защитные барьеры АОМТ относительно выхода радионуклидов вовнешнюю среду.

2. Для кораблей и судов с ЯЭУ такими барьерами являются следующие конструктивные элементы:

3. Топливная композиция и оболочка тепловыделяющего элемента (твэл) активной зоны ядерного реактора.

4. Прочно-плотные конструкции 1 контура ЯЭУ.

5. Прочно-плотная конструкция аппаратной выгородки ЯЭУ (защитная оболочка).

6. Переборки центрального (реакторного) отсека.

7. Корпусные конструкции других отсеков корабля (переборки, настилы, прочный корпус).

8. По аналогии с кораблями (судами) с ЯЭУ для судов АТО могут быть определены следующие барьеры:

9. Топливная композиция и оболочки ОЯТ.

10. Конструктивные элементы чехлов для хранения ОТВС.

11. Конструктивные элементы хранилищ ОТВС.

12. Корпусные конструкции судна.

13. Для перевозимых на судах АТО жидких радиоактивных отходов можно определить только два защитных барьера: корпус цистерны ЖРО и корпусные конструкции судна.

14. Процессы переноса радионуклидов через защитные барьеры.

15. Аварии АОМТ, приводящие к выходу радионуклидов в морскую среду, сопровождаются частичным или полным разрушением защитных барьеров и, как следствие этого, появлением непосредственного контакта радиоактивных материалов с морской водой.

16. Здесь а-относительная скорость выхода радионуклидов (с"1), Ajo-начальная активность i-ro радионуклида в топливной композиции. Из выражения (4.4) видно, что рассматриваемый цилиндр полностью прокорродирует за время Т0 = pRo/k.

17. Здесь S(t) сумма всех членов разложения, начиная с третьего. Из выражения (4.5) видно, что F2(t)=Fi(t)+S(t) и, следовательно, погрешность 5=S(t)/Fi(t).

18. Относительная погрешность определения Qi при замене в выражении (6.4) разности Fi на экспоненту F2 составляет (25+52).-1)" ( t Y

19. Общий член ряда (4.5) можно записать в виде--— .n! IJJ

20. Выражение для производительности активной зоны как источника i-ro радионуклида для внешней среды в случае указанной замены запишется в виде

21. Q, =а-А10-ехр{-(Х; +cc)-t}. (4.6)

22. Здесь Aio-начальная активность i-ro радионуклида в активной зоне реактора, a=2k/pRo-постоянная выхода радионуклидов из ядерного топлива при его растворении вследствие коррозии в морской воде.

23. Уравнение, описывающее, в соответствии с предлагаемой моделью, изменение активности i-ro радионуклида А| в активной зоне, можно представить в видеd А+а)-А(. (4.7)at

24. При этом предполагается, что, как было сказано выше, все радионуклиды распределены в объёме топлива равномерно и выходят в воду со скоростью растворения топливной композиции вследствие коррозии.

25. Таким образом, постоянная времени переноса радионуклидов через k-тый защитный барьер представляет собой сумму постоянных времени, характеризующих перечисленные выше процессы, a,k = a^д + (Xk,r + ctk.eu

26. Здесь п=705 год"'-число приливов в году, h-разность высот прилив-отлив, выраженная в метрах, v-удельный объём воды на глубине Н, р и Т-давление и температура воды.

27. Из структуры выражения (4.10) видно, что величина постоянной выхода за счёт приливно-отливных процессов не зависит от характеристик конкретного барьера и ограниченного им помещения.