Оценка и прогнозирование радиационно-экологической обстановки в районе АЭС в Касер-Амра (Иордания) тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Алалем Есса Абдаллах Есса

• Алалем Есса Абдаллах Есса
• кандидат наук
• 2018

Оглавление диссертации кандидат наук Алалем Есса Абдаллах Есса

ОГЛАВЛЕНИЕ:

Введение

Глава 1. Литературный обзор

1- Источники и поведение газоаэрозольных выбросов АЭС

2- Нормирование выбросов

3- Рассеяние радионуклидов в атмосфере

4- Основные модели, используемые для оценки загрязнения атмосферы

5- Вторичный ветровой подъем осевшей на землю примеси

6- Модель приземного слоя атмосферы

7- Автоматизированная система контроля радиационной обстановки (АСКРО)

8- Внешнее облучение и доза от облака

Глава 2. Анализ основных характеристик района размещения проектируемой АЭС в Иордании

1- Общие характеристики площадки

2- Основные характеристики района (Метеорология, Геология, Сейсмология, Демография, Внешние антропогенные опасности)

Глава 3. Изучение метеорологических характеристик

1- Метеорологические характеристики района АЭС в Иордании

2- Использование разработанной методики для оценки радиационной обстановки вокруг АЭС «Бушер» в Иране

Глава 4. Применение расчетных методов для анализа характеристик

гамма-излучения радиоактивного облака при выбросах АЭС Заключение Список литературы

Введение

Как любое промышленное предприятие работа атомной электростанции (АЭС) воздействует на окружающую среду. В процессе своей деятельности предприятие, потребляя определенные природные ресурсы, производит полезную для человека продукцию. Как правило, при этом, в процессе производства, возникают отходы производства, в результате радиоактивных выбросов и сбросов. Соотношение между полезным эффектом, который производит предприятие, и тем вредом, который оно наносит человеку и окружающей природной среде, должно являться решающим аргументом внедрения технического новшества в жизнь. Схема воздействия АЭС на окружающую среду приведена на рисунке 1.1. Как видно из рисунка, АЭС является источником поступления во внешнюю среду радиоактивных веществ в виде газоаэрозольных выбросов, жидких сбросов и твердых отходов, источником тепловых сбросов, а также электромагнитного излучения.

Рисунок 1.1. Схема экологического воздействия атомной электростанции на окружающую

природную среду

Мир извлек серьезные уроки из аварий на Чернобыльской АЭС, на АЭС «Фукусима» и других, полностью пересмотрев ранее существующие подходы в сторону новейших, имеющих высокий уровень безопасности проектных решений АЭС. Но, несмотря на существующую боязнь населения атомной энергетики, альтернативной полноценной замены получения энергии пока не существует. Поэтому во многих развивающихся странах мира продолжается проектирование и строительство новых атомных станций.

С учетом отмеченной мировой тенденции к странам, использующим атомную энергию, в скором времени присоединится Иорданское Хашимитское Королество. Иордания подписала договор с Россией для изучения возможности строительства АЭС стране. В связи с этим перед началом строительства АЭС необходимо провести оценку радиационно-экологической обстановки района размещения планируемой АЭС в Иордании.

Автоматизированная система контроля радиационной обстановки (АСКРО) существует на объектах атомной промышленности в целях своевременного выявления изменений радиационной обстановки, оценки, прогнозирования и предупреждения возможных негативных последствий радиационного воздействия на население и окружающую среду, а также в целях систематического предоставления соответствующей оперативной информации органам государственной власти, органам управления использованием атомной энергии, органам государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии и другим организациям для принятия необходимых мер по снижению радиационного воздействия. Согласно рекомендации МАГАТЭ [1,2,3] «Об использовании атомной энергии» должен существовать государственный контроль за радиационной обстановкой на территории страны, имеющую АЭС.

Условия распространения и рассеяния аварийного выброса в атмосфере характеризуются так называемыми «факторами разбавления и осаждения», представляющими собой величины концентрации радионуклидов и

интенсивности их осаждения на земную поверхность при единичной мощности выброса АЭС.

Для расчета факторов метеорологического разбавления примеси широкое распространение на практике получило использование Гауссовой модели атмосферной диффузии с формулами Смита-Хоскера и Бриггса для параметров атмосферной диффузии как функций расстояния от источника и категории устойчивости атмосферы по классификации Пэскуилла-Гиффорда [4]. Данная модель рекомендована для практического применения всеми международными организациями, включая Всемирную метеорологическую организацию (ВМО), Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), Научный комитет по действию атомной радиации (НКДАР) ООН, Всемирную организацию здравоохранения (ВОЗ).

Модель Паскуилла-Гиффорда, основана на предположениях точечного источника определенной мощности, а также гомогенности характеристик атмосферной дисперсии без учета влияния земной поверхности. В ее основе лежит представление концентрации примеси, выбрасываемой непрерывным точечным источником в атмосферу, в виде струи газоаэрозольного выброса по модели гауссового распределения как по вертикали, так и в поперечном к ветру направлении. И хотя на практике выбросы АЭС не являются точечными источниками в строгом смысле этого слова, но для упрощения математического описания их можно считать таковыми [5].

Наиболее используемой в настоящее время является модель приземного слоя, созданная в Институте экспериментальной метеорологии России. Инструкция по использованию этой модели изложена в Руководстве [5], как рекомендованная для расстояний до 100 км от источника выброса. Эта модель в равной степени пригодна для описания распространения облака, созданного мгновенным источником, и струи газа от непрерывного источника.

Распределения концентрации примеси по всем трем координатам имеют гауссову форму, как и в модели Паскуилла-Гиффорда, однако в отличие от нее,

в модели приземного слоя процесс диффузии примеси в перпендикулярных к ветру направлениях рассматривается как функция времени.

Таким образом, модель приземного слоя включает важные свойства так называемых моделей «лагранжева облака» [6,7], которые позволяют учесть изменения направления и скорости ветра в процессе распространения облака, а также применять их для расстояний, много больших 10 км.

Зависимость дисперсии облака по всем координатам как функции от времени задается формулами, в которые входит параметр Монина-Обухова [8,9], заменяющий в качестве характеристики устойчивости атмосферы классы устойчивости Паскуилла-Гиффорда. В модели приземного слоя учитывается направление и изменение модуля скорости ветра над земной поверхностью.

Согласно ОСПОРБ 99/2010 [10], аварийные планы включают обеспечение готовности проведения защитных мероприятий в зоне возможного разрушения АЭС и радиоактивного загрязнения территории.

Важнейшим этапом разработки такого рода проектных решений является исследование потенциально возможных аварийных ситуаций. Аварийная ситуация (авария) характеризуется исходным событием, путями развития и последствиями. В настоящей работе рассмотрена модель приземного слоя для оценки воздействия работы АЭС на окружающую среду для условий работы будущей АЭС в Иордании.

В настоящей работе приводится обоснование необходимости проведения настоящего исследования по оценке радиационно-экологической обстановки, прогнозирования и предупреждения возможных негативных последствий радиационного воздействия для населения и окружающей среды в районе размещения планируемой АЭС в Иордании. Для принятия необходимых мер по предотвращению или снижению радиационного воздействия, а также в целях систематического предоставления соответствующей оперативной информации органам государственной власти и органам управления по использованию атомной энергии необходимо иметь достоверную информацию, полученную по надежным методам расчета и моделям

распространения и рассеяния выбросов АЭС в атмосферу.

В первой главе диссертации приведен аналитический обзор литературы для решения вопросов по оценке и прогнозированию радиационно-экологической обстановки в районе АЭС «Касер-Амра» в Иордании. Дан анализ существующих моделей распространения газоаэрозольных выбросов АЭС в окружающей среде. Приведен обзор существующих моделей переноса и рассеяния примесей в атмосфере, в том числе модель приземного слоя. Рассматриваются установленные действующими международными и российскими нормативными документами критерии и требования к радиационной безопасности АЭС при возможных авариях. В главе показана актуальность проблемы в целом, а на основе решения рассмотренных задач обосновывается научная новизна данного исследования, необходимость получения результатов и их практическая значимость, и определяются положения, выносимые на защиту.

Во второй главе проведен анализ основных полученных характеристик района размещения проектируемой АЭС в Иордании. Указанные характеристики включают в себя географию, метеорологию, гидрологию региона, его геологические и сейсмологические особенности, а также демографические данные по близлежащим населенным пунктам.

В третьей главе внимание было уделено детальному изучению метеорологических характеристик площадки АЭС «Касер-Амра» в Иордании. Моделирование распространения радиоактивного загрязнения в окружающей среде играет важную роль при проектировании объектов использования атомной энергии (ОИАЭ), в частности, атомных станций. Для минимизации экологической опасности, важно своевременно определить направление возможного распространения загрязнения, ее плотность, а также особенность распределения загрязнения от АЭС «Касер-Амра» в Иордании. Определено необходимое и достаточное количество гамма-детекторов автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО) в районе АЭС. В качестве применения разработанных методов и программных средств по размещению

гамма-детекторов АСКРО проведены расчеты для 3 и 4 блоков АЭС «Бушер» (Иран).

В четвертой главе рассчитаны значения мощности дозы излучения от радиоактивных выбросов на АЭС на расстояниях до 1 км с помощью представленного интегрального метода, а также и методом Монте-Карло, и отмечено хорошее согласие полученных результатов.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оценка и прогнозирование радиационно-экологической обстановки в районе АЭС в Касер-Амра (Иордания)»

Актуальность работы

Иорданское Хашимитское Королевство - страна с выраженным экономическим ростом и значительным увеличением потребления электроэнергии. Страна в значительной степени зависит от экспорта энергетических ресурсов, что тормозит развитие других отраслей промышленности, нуждающихся в электроэнергии. Как и многие другие страны, не располагающие доступными углеводородными ресурсами, в настоящее время Иордания приступила к созданию собственной атомно-энергетической промышленности и строительства первой в стране атомной электростанции.

Одной из важнейших задач уже на начальной стадии проектирования атомных станций является необходимость моделирования переноса радиоактивных выбросов в атмосферу с учетом местных особенностей климата страны. Требуется минимизировать степень экологической опасности, определить направление возможного распространения загрязнения.

В соответствие с документами, ратифицированными парламентом Иордании, к 2023 г. запланирован ввод в эксплуатацию первой АЭС, что послужит мощным стимулом развития промышленности и росту благосостояния населения Иордании на ближайшие десятилетия. Строительство атомной электростанции планируется в районе «Касер-Амра» российскими специалистами. АЭС предполагается разместить компактно в малонаселенной местности, которая по своим климатическим особенностям мало пригодна для ведения сельского хозяйства, на расстоянии 20 км от ближайшего города Зарка.

Цель работы. Целью работы является разработка программного комплекса для расчета параметров рассеяния кратковременных выбросов в атмосферу на основе базовой модели приземного слоя для моделирования условий эксплуатации будущей АЭС в районе «Касер-Амра» в Иордании.

Результаты расчетов направлены на решение задач по охране окружающей среды при создании национальной ядерной инфраструктуры Иордании и обеспечивающие необходимые комплексные мероприятия по оценке и реабилитации радиационно-загрязненных территорий.

В работе для осуществления поставленной цели были решены следующие задачи.

1. Получена и использована необходимая для проведения расчетов информация по метеопараметрам атмосферы в условиях умеренной и тропической зон Иордании.

2. Проведено обоснование принципиальной возможности применения эффективных методов моделирования параметров атмосферного пограничного слоя, отработанных в условиях Иордании.

3. Проведена адаптация и верификация численной модели атмосферного пограничного слоя для восстановления его вертикальной структуры на основе доступной для климатологического анализа информации.

4. Определено необходимого и достаточного количества гамма-детекторов автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО) в районе действующей АЭС.

5. Указаны принципы и методы размещения гамма-детекторов АСКРО на территории, на которой ведется строительство АЭС «Касер-Амра».

6. Рассчитаны дозовые характеристики от атмосферных радиоактивных выбросов вокруг АЭС с помощью метода Монте-Карло и интегрального метода.

Методической основой диссертационного исследования послужили современные требования и рекомендации по безопасности АЭС, достижения в

области физики атмосферного пограничного слоя и численного моделирования атмосферных процессов.

Методологической основой диссертационного исследования послужили труды российских и зарубежных ученых как в области обеспечения безопасности ядерных объектов, так и в области физики атмосферного пограничного слоя (работы А.С. Монина, А.М. Яглома, Дж.А. Бузингера, Дж.К. Вингаарда, С.Р. Ханна, Д.Л. Лайхтмана, Б.Г. Вагера, А.С. Гаврилова и др.) и численного моделирования (работы Г.И. Марчука, Р. Роуча, А. Алояна и др.).

Исходные данные включали сведения о предполагаемой структуре сооружений АЭС в Иордании, накопленные ряды стандартных гидрометеорологических наблюдений, а также данные анализа атмосферных процессов на стандартных изобарических поверхностях в период с 1970 по 2010 гг.

Научная новизна работы заключается в следующем:

Впервые в настоящнй работе для планируемого проекта АЭС в Иордании:

- подготовлена информация о метеорологическом состоянии атмосферы региона (скорость ветра, температура на различной высоте и на уровне земной поверхности) в соответствии с методическими требованиями, обеспечивающими определение состояния устойчивости атмосферы для региона расположения АЭС;

- подготовлена программа, реализующая методику оценки состояния устойчивости атмосферы в регионе АЭС;

- разработан и практически реализован метод восстановления вертикальной структуры атмосферного пограничного слоя над промышленной площадкой для проектируемой АЭС в Иордании с использованием стандартных гидрометеорологических измерений и анализа метеопараметров на стандартных изобарических поверхностях;

- определены метеорологические характеристики атмосферы и их средние значения, представляющие возможность проведения прогностических оценок радиоактивного загрязнения окружающей среды в условиях радиационных

аварий на АЭС для минимизации их последствий;

- проведен анализ результатов расчетов радиоактивного загрязнения окружающей среды с использованием метода, основанного на концепции лучевого равновесия, интегрального метода и метода Монте-Карло, которые показали удовлетворительное согласие для определенных диапазонов изменения начальных данных, подтверждая, таким образом, их корректность;

- впервые разработана схема размещения системы гамма-детекторов АСКРО с учетом метеорологических характеристик региона, определяющих состояние устойчивости атмосферы в различные сезоны года и особенности радиоактивного загрязнения окружающей среды в условиях радиационных аварий на АЭС.

Практическая значимость работы. В связи с созданием ядерной инфраструктуры Иордании для оценки экологической обстановки, вызванной будущей эксплуатацией АЭС «Касер-Амра», и возможностью радиоактивного загрязнения окружающей среды, проведены модельные исследования характеристик газоаэрозольных выбросов и оценки величины доз. Определено направление распространения в атмосфере радиоактивного выброса для принятия мер по минимизации степени экологической опасности.

В будущем планируется использование разработанных программных средств и полученных результатов данной работы по обоснованию оценки воздействия на окружающую среду АЭС «Касер-Амра» в Иордании.

Основные положения, выносимые на защиту.

1. Метод восстановления вертикальной структуры атмосферного пограничного слоя над территорией проектируемой АЭС с использованием данных стандартных гидрометеорологических измерений на метеостанции и данных анализа скорости ветра и температуры на стандартных изобарических поверхностях.

2. Результаты расчетов пространственного распределения мощности дозы от газоаэрозольных выбросов из венттрубы АЭС.

3. Рекомендации по выбору площадки строительства в районе «Касер-Амра» в Иордании с учетом проведенных исследований.

Достоверность представленных в диссертации расчетных данных определяется:

• использованием современных методов моделирования атмосферных

переносов, проверенных в исследованиях других авторов;

• результатами сравнения величин мощности дозы различными методами,

включая метод Монте-Карло.

Апробация результатов. Основные результаты и положения диссертации представлены в виде 6 докладов на 4 научных конференциях:

- XII Международная научно-практическая конференция «Безопасность ядерной энергетики» 1-3 июня 2016 г.

- VII Международная молодежная научная школа-конференция «Современные проблемы физики и технологий», 16-21 апреля 2018 г.

- II Международная научной конференции «Техногенные системы и экологический риск», 19-20 апреля 2018 г.

- XIV Международная научно-практическая конференция «Безопасность ядерной энергетики» 30 мая-1 июня 2018 г.

Публикации. По теме диссертации имеется 6 публикаций, в том числе 5 работ - в рецензируемых журналах из Перечня ВАК, а также одна статья в журнале, входящем в базу данных Web of Science и Scopus.

Личный вклад автора. Все выносимые на защиту результаты и положения диссертационной работы получены и разработаны автором самостоятельно, или при его непосредственном участии. Автор принимал участие в постановке задач, в выборе расчетных методов, в получении и анализе результатов и подготовки научных статей.

Структура и объем диссертации. Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав и заключения. Работа изложена на 108 страницах, содержит 43 рисунков, 18 таблиц и список использованной литературы, включающий 86 наименований.

Глава 1. Литературный обзор

1.1. Источники и поведение газоаэрозольных выбросов АЭС

При нормальной эксплуатации АЭС накопленные в реакторе радиоактивные вещества практически не могут попасть в окружающую среду благодаря ряду защитных барьеров на пути их возможного выхода (рисунок 1.2). Радиоактивные отходы (РАО) - неиспользуемые жидкие и твердые вещества или предметы, образующиеся в результате работы АЭС, удельная активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышают уровни, установленные действующими нормативными документами.

Любая деятельность в сфере обращения с радиоактивными отходами регулируется законом об обращении с радиоактивными отходами. Значительную роль в формировании радиационной обстановки в районе размещения АЭС играют инертные радиоактивные газы (ИРГ) и изотопы йода [11].

Рисунок 1.2. Схема защитных барьеров на АЭС и пути поступления радионуклидов в

окружающую среду

В целом, в состав газообразных радионуклидов осколочного происхождения входят: 18 изотопов криптона, 15 изотопов ксенона и 20 изотопов йода [11]. С точки зрения радиационной опасности для населения, наибольшее значение имеют радионуклиды криптона, ксенона и йода. Кроме

этих нуклидов весьма значительную роль играют аэрозольные выбросы изотопов 89^г, 9(^г и цезия - 134Cs, 137Cs, которые являются продуктами распада газообразных нуклидов [11,12]. Механизм выхода летучих радиоактивных веществ в окружающую среду из технологического цикла АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК имеет ряд различий.

Основным путем поступления газоаэрозольных выбросов в окружающую среду от реакторов ВВЭР является дегазация и испарение воды теплоносителя первого контура. Вода насыщается радиоактивными веществами в результате активации (3Н, 14С, 41Аг) и непосредственного ее контакта с негерметичными оболочками ТВЭЛов (изотопы I, С, Кг, Хе, Sг, Се, Ru). Непосредственным источником поступления в атмосферный воздух летучих радиоактивных веществ (особенно трития) от реактора ВВЭР является вентиляционная система герметичных помещений первого контура и самого реактора.

Нуклидный состав газообразных выбросов АЭС с РБМК, в основном определяется газами, поступающими с эжекторов турбины - это радионуклиды продуктов деления (радионуклиды криптона и ксенона). Кроме этого, в состав газообразного выброса входит аргон - газ активационного происхождения, образующийся в газовом контуре и циркуляционных трубопроводах и баках контура охлаждения СУЗ. Активность и нуклидный состав криптона и ксенона зависит, вообще говоря, от радиационного состояния активной зоны реактора, а активность аргона - от мощности реактора.

При длительной работе реактора на мощности радиационное состояние его активной зоны стабилизируется и поддерживается практически на одном уровне. Это означает, что нуклидный состав газообразных продуктов деления также стабилизируется и мало меняется в условиях нормальной эксплуатации реактора. Радионуклиды йода присутствуют в выбросе в трех физико-химических формах:

• в аэрозольной, радионуклиды сорбируются на аэрозольных частицах;

• в газообразной, где основную массу составляет молекулярный йод;

• в виде органического соединения - йодистого метила (СН31) - трудно сорбируемого и обладающего высокой проникающей способностью через фильтры.

Йод, как продукт деления, образуется в атомарном виде, а в теплоносителе контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) уже присутствует во всех формах. В выбросе нормально функционирующих АЭС соотношения между формами йода следующие:

• аэрозольная 1-2%;

• молекулярная 40-50%;

• органическая 50-60%.

Изотопный состав йода представлен 1311 и 1331, причем доля их в выбросе примерно одинакова.

Изотопный состав аэрозолей долгоживущих нуклидов (ДЖН) в выбросе представлен почти 25 радионуклидами. Среди них можно выделить 7-10 нуклидов, имеющих повышенную по сравнению с другими объемную активность, вклад этих радионуклидов в суммарную мощность выброса представлен в таблице 1.1.

Таблица 1.1

Радионуклидный состав выбросов ДЖН АЭС (Чернобыль)

Радионуклид Вклад, % Радионуклид Вклад, %

Йод-131 10-30 Марганец-54 1,5 - 2,5

Хром-51 35 - 55 Железо-59 0,8 - 1,6

Кобальт-60 2,5 - 4,5 Цезий-137 5-7

Кобальт-58 1,3 - 2,3 Цезий- 134 3 - 5

Радионуклиды продуктов деления по номенклатуре и активности присутствуют в составе ДЖН в количестве, зависящем от того, какое радиационное состояние активной зоны реактора, т.е. сколько и с какими дефектами эксплуатируется негерметичный ТВЭЛ в активной зоне.

Радионуклиды продуктов коррозии накапливаются в теплоносителе в зависимости от сроков работы АЭС. Другим важным источником радиоактивных выбросов АЭС с реакторами РБМК являются активированные и насыщенные летучими осколочными продуктами деления газы, которыми продувается графитовая кладка реактора.

Химические формы газо-аэрозольных выбросов АЭС разнообразны: ИРГ поступают в атмосферу в своих молекулярных формах; тритий в виде 3ННО, 3НН, 3Н2; 14С - в виде 14СН4,14С02 и 14СО; изотопы йода - в форме метил-йодида и других простых органических соединений, а также в форме I и 12; 89-90^г, 13"^, 144Се - в виде сульфатов, нитратов, хлоридов, карбонатов; изотопы плутония - в виде нерастворимой окиси Ри02 и растворимого Ри^03)4, адсорбированных на частицах размером 0,2-0,8 мкм [11].

Все парогазовые и аэрозольные выбросы АЭС проходят систему очистки (в частности, выдерживаются определенное время в газгольдерах (камеры выдержки) для распада короткоживущих радионуклидов) или очистку на специальных установках подавления активности (УПАК). Для очистки вентиляционного воздуха от аэрозолей, в составе вентсистем на АЭС, предусматриваются фильтровальные станции. Это блоки с различными адсорбирующими фильтрами (угольными, аэрозольными). Эффективность очистки на таких фильтрах довольно высока, например, эффективность аэрозольных фильтров типа ДКЛ-23 составляет 90-95% [1213].

Кроме рассмотренных выше радионуклидов, в выбросах АЭС присутствуют также изотопы трития - сверхтяжелого водорода, и 14С. Тритий, содержащийся в воздушных выбросах и водяных сбросах АЭС, входит в состав паров воды и практически беспрепятственно проходит системы очистки. Радиобиологическая роль трития определяется его химическими свойствами, которые полностью соответствуют обычному водороду, в результате чего тритий может входить в состав любых органических и неорганических соединений.

Доля трития, выбрасываемого в атмосферу АЭС с реактором ВВЭР-1000, составляет 32% от его общего поступления в окружающую среду АЭС (остальное количество трития содержится в жидких сбросах). Средняя концентрация изотопа в воздушном выбросе реактора данного типа - 1-2 Бк/л. Для реакторов РБМК эти показатели в 10-100 раз ниже [1213].

Радиоуглерод 14С - биогенный элемент, который может участвовать в биохимических и биологических процессах, имеет большой период полураспада (5730 лет), образуется в верхних слоях атмосферы в результате взаимодействия космических нейтронов с азотом воздуха. На АЭС он образуется в результате активации 13С, 14Ы, и 17О. Основная масса 14С удерживается в месте его образования, в активной зоне, и за ее пределы не поступает, поэтому АЭС не играют существенной роли, как источник 14С [15].

В связи с тем, что большое количество 14С образовывались при ядерных испытаниях, а также при переработке облученного ядерного топлива, в настоящее время во всем мире проводится контроль его содержания в объектах внешней среды, однако допустимых норм его содержания в выбросах АЭС не установлено [16].

Распространение радиоактивного загрязнения между различными компонентами окружающей среды (атмосфера, вода почва) обусловлено различными процессами. Схема миграции радионуклидов от выбросов и сбросов АЭС представлена на рисунке 1.3.

Рисунок 1.3. Схема миграции радионуклидов от выбросов и сбросов АЭС [17]

Рассмотрим поведение наиболее характерных радионуклидов для различных типов выбросов АЭС:

- 85Кг почти полностью удерживается в атмосфере и в основном воздействует внешним облучением, а облучение за счет ингаляции носит вторичный характер;

- 133Хе по своему поведению аналогичен криптону, однако, малый объем выброса и короткий период полураспада снижает его влияние;

- 14С в реакторах кипящего типа выбрасывается в основном в виде двуокиси углерода;

- тритий в основном выбрасывается в виде газа, который в пределах двух суток за счет окисления превращается в тяжелую воду; пары тяжелой воды участвуют в глобальном гидрологическом цикле, воздействуя за счет ингаляции, через кожу, а также за счет приема с водой и пищей;

- йод-131 переносится на большие расстояния в атмосферев виде пара или микрочастиц и поступает в организм по цепочке воздух-трава-пасущееся животное-молоко-человек, а также за счет ингаляции и, кроме того, необходимо учитывать его внешнее облучение;

- 1291, в зависимости от химической формы, может присутствовать в атмосфере в неодинаковых количествах, а его рзличные формы по-разному подвергаются мокрому осаждению на поверхности суши и воды и путь попадания в организм человека по цепочке листва-почва-растительная пища;

- 8^г, 90^г, 134Cs, 13"^ и 140Ва обычно выбрасываются в виде аэрозолей и воздействуют через пищевые цепочки, ингаляцию и внешнее облучение, а основными процессами являются сухое осаждение и вымывание осадками [18].

С целью ограничения воздействия АЭС на окружающую среду для АЭС регламентируются предельно допустимые выбросы (ПДВ) и сбросы (ПДС). Предельно допустимые выбросы устанавливаются для АЭС с учетом размера санитарно-защитной зоны, высоты вентиляционной трубы, метеорологических условий для района расположения АЭС. Расчет ПДВ ведется с учетом условий не превышения эффективной эквивалентной дозы облучения населения от

техногенных источников и дозовой квоты, обусловленной радиоактивными отходами от АЭС.

С течением времени в районе размещения АЭС на почве могут накапливаться выпавшие из атмосферы долгоживущие радионуклиды. Они включаются в экологический цикл, участвуют в пищевых и биологических цепочках; при этом они создают постепенно возрастающее поле внешнего ионизирующего излучения [12,13,14].

1.2. Нормирование выбросов

В основу российских норм радиационной безопасности [16], которые базируются на рекомендациях МКРЗ, положен принцип «ALARA» (As Low As Reasonable and Achievable - настолько низко, насколько это практически достижимо).

Несмотря на то, что в составе газоаэрозольных выбросов АЭС в окружающую среду могут содержаться различные радионуклиды, на практике при нормировании выбросов пределы для каждого радионуклида не устанавливаются в силу обременительности и избыточности такого подхода. Ограничение газоаэрозольных выбросов по выбрасываемой активности радиоактивных веществ АЭС обычно устанавливается для места выброса (вентиляционных труб), которое одновременно является местом расположения измерительного и пробоотборного оборудования. Как правило, при нормировании выбросов устанавливаются ограничения по выбросу групп радионуклидов и по отдельным, особо значимым радионуклидам [19].

Предельные значения газоаэрозольных выбросов могут быть установлены для радионуклидов, сгруппированных по возможности одновременного измерения, по принципу связи с определенным технологическим эксплуатационным процессом или по вкладу в величину дозы.

Например, радионуклиды в составе газоаэрозольных выбросов АЭС часто группируются следующим образом: ИРГ, изотопы галогенов и йода, аэрозоли [11]. Такое разбиение соответствует различным путям облучения: ИРГ приводят к внешнему облучению всего тела, йод - к облучению щитовидной железы,

аэрозоли, как правило, представляют опасность за счет внутреннего облучения вследствие ингаляционного и перорального поступления в организм человека. Кроме того, указанное разбиение актуально для организации пробоотбора и оценки количества, выбрасываемых радиоактивных веществ. Количество групп нормируемых радионуклидов при необходимости может быть расширено за счет включения суммарных активностей альфа- и бета-излучателей.

Группирование радионуклидов с целью нормирования также может быть целесообразно в случае, когда радионуклиды из состава группы образуются одновременно. В таком случае, появление одного радионуклида, часто, но не всегда, указывает на присутствие в составе выбросов в относительно постоянном соотношении остальных радионуклидов из состава данной группы. Такая группировка имеет преимущества, как с точки зрения установления значений допустимых выбросов, так и их соблюдения. По радионуклиду из состава группы, который наиболее легко измерить с требуемой чувствительностью, часто устанавливается предел для всей группы.

Также регулирующие органы могут устанавливать пределы по выбросу отдельных радионуклидов или тех, которые дают значительный вклад в дозу, а также по изменениям эксплуатационного состояния реакторной установки на ранней стадии. Когда предел установлен для группы радионуклидов, на практике это означает, что он устанавливается на основе характеристик наиболее опасного (радиотоксичного) радионуклида данной группы [17].

Рекомендации Еврокомиссии по стандартизированной (унифицированной) информации по радиоактивным выбросам в окружающую среду [20] содержат перечень из 47 радионуклидов и их групп, которые выбрасываются или могут выбрасываться в атмосферу от АЭС. Унифицированная информация по выбросам АЭС радионуклидов в окружающую среду во время нормальной эксплуатации необходима для достижения сравнимости результатов измерений радиоактивных газоаэрозольных выбросов и для установления минимальных требования по используемым методам измерений.

Для этой цели для каждой категории газоаэрозольных выбросов целесообразно определить ключевые радионуклиды, для которых следует установить требования по порогам обнаружения. Данные радионуклиды должны представлять отдельную категорию радионуклидов или тип ионизирующего излучения, быть значимыми с точки зрения радиационного воздействия и служить адекватными показателями чувствительности измерений. В качестве «ключевых» радионуклидов предложены 85Кг, 133Хе, 60Со, 90Бг, 137Сб, 239Ри+240Ри, 241Ат, суммарная альфа-активность, 1311, 3Н, 14С [20]. Кроме того, отмечается, что в газоаэрозольных выбросах АЭС необходимо оценивать активность всех 47 радионуклидов из соответствующего перечня [20]. При этом, для оценки выбросов отдельных радионуклидов допускается использовать расчетные методы, основанные на эксплуатационных параметрах реакторной установки или на результатах измерений других радионуклидов, если при указанном подходе может быть достигнута сопоставимая точность по сравнению с прямыми измерениями.

1.3. Рассеяние радионуклидов в атмосфере

В результате выбросов радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу формирование индивидуальных доз облучения человека происходит по прямому и непрямому путям воздействия. К прямым путям облучения относятся: внешнее облучение от фотонов и р±-частиц, находящихся в атмосфере или отложившихся в почве; внутреннее облучение, обусловленное радионуклидами, поступившими в организм с вдыхаемым воздухом.

В этих случаях индивидуальные дозы формируются непосредственно в районе расположения источника выбросов. При этом доза от факела радиоактивных газов и аэрозолей в значительной степени зависит от метеорологических условий, эффективной высоты трубы, продолжительности выброса, физико-химической формы радионуклидов, скорости гравитационного осаждения и вымывания осадками и, конечно, вида и энергии излучения.

В данном случае мы рассматриваем непрерывный выброс, соответствующий нормальной эксплуатации объекта. При длительном выбросе

с меняющейся розой ветров и изменением других метеорологических параметров, радиоактивное облако часто имитируют источником в форме полубесконечного пространства с равномерно распределенной по объему активностью Av, Бк/м3 [21,22]. Тогда мощность эквивалентной дозы Н, Зв/с, создаваемая в поверхностном (незащищенном) слое тела человека на открытой местности, может быть рассчитана по формуле:

H= АуВау , (1.1)

где Вау - дозовый коэффициент внешнего облучения фотонами (в данном случае у-квантами радионуклидов) от радиоактивного облака, Зв м3/(с Бк).

Для проведения математического моделирования переноса излучения необходимо знания процесса распространения примесей в приземном слое атмосферы. Процесс рассеяния примеси учитывает турбулентность и включает условия распространение тепла, влажности и т.д., воздействующие как единая система. Конечно, эта система - сложная, поэтому требует привлечения численных методов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Алалем Есса Абдаллах Есса, 2018 год

- 9 -

11 12 13 | 1

5000

-2000 -1000 0 1000 2000 3000 4000 Расстояние X, м

Рисунок 3.24. Иллюстрация оценки спектрального состава гамма-излучения от факела выбросов, который аппроксимируют линейным источником [55]

Рисунок 3.25. Результаты расчетов восстановления спектрального состава гамма-излучения от факела выбросов, который аппроксимируют линейным источником для трех видов спектра гамма-излучения: а - возрастающий; б - «горбатый»; в - убывающий спектр

[55]

Восстановленные спектры дают возможность определить среднюю энергию фотонного излучения радиоактивной примеси, формирующей радиоактивное облако, что, в свою очередь, позволяет оценить дозовые нагрузки на персонал и население. Средняя энергия есть интегральная величина, определяемая выражением Е

Еср = \ ЕФ(Е)йЕ | ф(Е)йЕ

(3.26)

Следует отметить, что знание этой величины позволяет существенно упростить расчетные оценки дозовых нагрузок, поскольку, в противном случае расчеты указанных величин следовало бы проводить для каждой энергии фотонов радионуклидов, учитывая каждого из них схему распада.

Сравнение средней энергии восстановленных и априорного спектров показывает удовлетворительное согласие относительно средней энергии Еср (Таблица 3.6). Относительная погрешность расчетов составляет менее 1 % [55]. На рисунке 3.26 представлены зависимости погрешности средней энергии восстанавливаемых методом N. БсойеШ спектров у-излучения в виде кривых итерационного процесса при оценке сходимости величины средней энергии Еср.

4000 8000

Число итераций

Рисунок 3.26. Условие сходимости итерационного процесса при восстановлении спектрального состава у-излучения от факела выбросов, который аппроксимируют линейным источником для трех видов спектра у-излучения: 1 - возрастающего; 2 -

«горбатого»; 3 - убывающего [55].

Принцип размещения постов АСКРО для двух и более энергоблоков АЭС

Рассмотренный выше метод размещения постов контроля целесообразен для одного блока АЭС, но недостаточен для двух или более, поскольку, размещая на каждом блоке систему у-датчиков указанным выше способом, мы можем получить дублирование датчиков на каком-либо направлении, что в итоге может привести к их избыточности или далеко не оптимальному количеству.

Для оптимизации числа датчиков, расположенных между блоками АЭС, предварительно на каждом блоке их расставляют по спирали Архимеда (кривые 1 и 2 на рисунке 3.27) и находят точки пересечения двух семейств прямых, проходящих через источники выбросов и датчики, расположенные на кривых [55].

Рисунок 3.27. Метод расстановки постов контроля для двух энергоблоков [55]

Затем были найдены дублирующие точки на выделенных направлениях. При этом датчики, дублирующие друг друга, расположенные на кривых, для экономии финансовых и материальных средств были отброшены (см. перечеркнутые точки на рисунке 3.28), а точки, находящиеся на пересечении двух семейств прямых, определяют необходимое число датчиков, которое следует установить между блоками АЭС, и их координаты (см. вертикально расположенные точки на рисунках 3.27 и 3.28).

v

Расстояние, м

Расстояние, м

Рисунке 3.28. Метод расстановки постов контроля для двух энергоблоков: выделение дублирующих датчиков системы АСКРО [55]

Семейство прямых, характеризующих кривую 1 (спираль Архимеда) определяется уравнением:

У(1)= * • Щ (ф) , (Ъ 21)

где ф = гЛф, I = 1, 2, ..., т; Аф = 2пШд, Ыд - достаточное число датчиков системы АСКРО, располагающихся вокруг одного блока АЭС, чтобы при любом азимутальном угле выброса радиоактивной примеси в атмосферу факел выбросов мог быть зарегистрирован при сильно устойчивом метеорологическом состоянии атмосферы (категории F модели Пасквилла-Гиффорда) [55] или при высоком значении параметра приземного слоя атмосферы Ь > 0.

Кривые 1 и 2 описываются уравнением ^ ~ ^оФ. Значение Я0 былы выбираны из условия Ятах = Я(у2л. Откуда следует Я0 = Ятах/2п. В качестве Яmax принимают Яmax = 1500 м - расстояние от источника выбросов с общей активностью Q = 5 106 Ки, расположенного на высоте И = 100 м, на котором источник создает мощность эквивалентной дозы фотонного излучения, сравнимую с естественным фоном.

Семейство прямых, характеризующих кривую 2, определяется уравнением

У, 2)=(*о - *) Ч(ф) , (3 28)

где х0 - расстояние между источниками возможных выбросов радиоактивной

(1) _ (2)

примеси в атмосферу. В точках пересечения семейства прямых у "у , а значение абсциссы точек пересечения не зависят от ф (индекса ¡) и равно:

х = Хо/2. (3.29)

Напротив, значения ординат точек пересечения семейств прямых зависят от угла ф (индекса ¡) и определяются выражением:

у( 2) = (ф) = 0,5 ^ (, •Лф)

2 , (3.30)

где в соответствии с рисунками 3.27 и 3.28, / = ± 1, 2, 3, 4.

При определении ординат датчиков значения индекса I должны быть ограничены так, чтобы выполнялось условие:

^ у<1))2 +(0,5*0 )2 £ Л,,,

(3.31)

После построения схемы размещения системы датчиков АСКРО, удовлетворяющих требованиям для каждой из систем дублирующие друг друга датчики, в целях экономии финансовых и материальных средств, можно отбросить (см. перечеркнутые точки на рисунке 3.28).

Окончательная картина размещения датчиков АСКРО для двух блоков АЭС приведена на рисунке 3.29. Стрелками на рисунке указаны гипотетические

направления выбросов радиоактивной примеси в атмосферу на одном из источников. Крупные точки на выделенных направлениях представляют собой центр масс радиоактивного выброса, распространяющегося в данном направлении. Прямые, соединяющие центры масс с у-датчиками АСКРО указывают на систему опроса показаний датчиков, показания которых затем используются для определения спектра и средней энергии фотонного излучения радиоактивной примеси, распространяющейся по ветру.

-1500 -1000 -500 0 500 1000 1500 2000 2500 3000

Расстояние, м

Рисунок 3.29. Принципиальная схема размещения у-датчиков АСКРО для двух

энергоблоков АЭС [55]

Если система АСКРО строится для трех блоков АЭС, расположенных на одной прямой (как на практике), то решается аналогичная задача для второго и третьего блоков АЭС путем трансляции (перемещением) кривой 1 по оси X с размещением источника выбросов на расстоянии x0 от второго источника и т.д. Если рассматривать конкретный случай АСКРО 2-го и 3-го блоков АЭС «Бушер», то рекомендации здесь сводятся к следующему. Поскольку расстояние между вторым и третьим блоками небольшое и составляет всего порядка 300 м, то геометрический центр источника возможных радиоактивных выбросов целесообразно разместить по середине между ними.

Тогда задача размещения постов контроля сводится в точности к вышеизложенной. Если посты радиационного контроля в этом случае будут размещаться на зданиях, то размещать их следует таким образом, чтобы исключить экранирование детектора более высоким зданием, расположенном по направлению луча, проведенного из устья венттрубы до рассматриваемого детектора, или же приподнять детектор на определенную высоту, чтобы исключить подобный эффект.

В случае выброса радиоактивной примеси в атмосферу в условиях радиационной аварии на АЭС с заданными, например, левым или правым направлениями система АСКРО (в соответствии с рисунком 3.29) опрашивает все датчики, регистрируя их показания. Затем определяется состояние устойчивости атмосферы для уточнения условий рассеяния радиоактивной примеси, а также радионуклидный состав примеси по показаниям спектрометрического оборудования. В случае отказа оборудования определяется спектр и средняя энергия фотонного излучения и прогнозируется радиоактивное загрязнение окружающей среды и дозовые нагрузки на персонал и население, обеспечивая, таким образом, руководство АЭС информацией для принятия соответствующего решения, позволяющего минимизировать последствия радиационной аварии.

Глава 4. Применение расчетных методов для анализа характеристик гамма-излучения радиоактивного облака при выбросах АЭС

В настоящей работе используются интегральный метод и метод Монте-Карло для радиационного мониторинга окружающей среды. Решаются задачи оценки мощности дозы внешнего облучения, создаваемой инертными радиоактивными газами (ИРГ) при их выбросе через венттрубу АЭС в условиях планового профилактического ремонта и радиационной аварии. С помощью у-детекторов АСКРО и беспилотных дозиметрических комплексов производится оценка полной объемной активности ИРГ в выбросе. С целью сравнения результатов, расчеты были выполнены как методом Монте-Карло, так и интегральным методом, что показало удовлетворительное согласие.

Расчет характеристик радиоактивной примеси, распространяющейся в атмосфере в результате радиационных аварий на АЭС требуют знания как метеопараметров атмосферы, характеризующих ее состояние устойчивости, так и непосредственно радионуклидным состав самой примеси, ее полную активность и энергию у-излучения.

В ранних исследованиях мы проводили [74] для определения функциональной зависимости объемной активности радиоактивной примеси от координат д(х, у, 2) и метеопараметров атмосферы в рамках модели ее приземного слоя [57,59,75,76] проводился расчет метеорологических характеристик указанного слоя атмосферы (скорости приземного ветра и(2), коэффициента турбулентной диффузии к(2) и энергии турбулентных пульсаций Ъ(2) как функций высоты 2), основанных на показаниях метеодатчиков, измеряющих температуру и скорость приземного ветра на нескольких уровнях (высотах), включая температуру уровня земли, при использовании методики градиентных наблюдений.

С целью получения наиболее простого решения уравнения турбулентной диффузии, описывающего перенос примести в атмосфере в рамках ее приземного слоя, метеорологические параметры усреднялись по высоте и в уравнении использовались их средние величины Ъ, ^, и [55,68] в виде

коэффициентов (Таблица атмосферы (масштаб соответственно.

4.1), в которой Ь, V* -Монина-Обухова) и

масштаб приземного слоя динамическая скорость,

Таблица 4.1

Усредненные характеристики метеопараметров [74]

Сезон времени года и , м/с к , м2/с Ь , м2/с2 Ь, м V*

Зима, 20:00 3,057 0,684 0,041 17 0,139

Весна, 20:00 3,836 11,743 1,129 -5 0,232

Окончательно объемная активность газоаэрозольной радиоактивной

примеси, распространяющейся в атмосфере, вычислялась по формуле (4.1), в

ехр (- у 2/2а2 (х ))Л/2^сту (х) , Л

1 уЧ уЧ % описывает гауссово (поперечное)

.2 /о_2

_ ехр(- I

которой выражение

уширение струи, определяемое (4.2), в котором ау(х) - дисперсия; Б(х, г) -двумерная функция распределения примеси [57,77] (4.3) [55,68].

q(x, y, г) = Д(-Х% ч ехР(- У7)

^у(х) . (4.1)

о 2 (х) = Ьх2/ и2 (1 + ахЬ/ки)

(4.2)

где а = 0,015;

ч м

Ь (х, г) = — ехр

(

ап х п х п Iг -- + +-

и 4ки 2к

(г - К)

ехр (-[ г + Иэф ]2и/4кх| + ехр (-[ г - Нэф ]2 и /4кх|

(2в - п)

ки

ехр

\]%ких

(2Р - п)(г + Иэф ) ( 2р - п ^2 кх

2к

2к I и

Г ,(4.3)

<вт/с

2^1 кх/и

2к

где М - величина мощности выброса (Бк/с); w - гравитационная скорость осаждения радиоактивной примеси (м/с); а0 - постоянная вымывания примеси из

атмосферы (1/с); в - скорость сухого осаждения примеси (м/с); Нэф - эффективная высота выброса (м), рисунок 4.1.

Рисунок 4.1. Геометрия расчета объемной активности радиоактивной примеси при формировании факела выбросов из вентиляционной трубы АЭС

Интегральный метод

Расчет указанных характеристик интегральным методом [61], при котором

область распределения радиоактивной примеси (область определения функции),

распространяющейся в атмосфере, представляют в виде совокупности

элементарных источников с соответствующими текущими координатами, в

каждом из которых распределение примеси предполагают равномерным, задают

расстояние г, определяемое формулой (4.4) между точкой детектирования и

соответствующим элементарным источником,

г

х - Хо)2 + (у - Уо)2 +(г - го)2

(4.4)

где х, у, г - текущие координаты; х0, у0, 20 - координаты точки детектирования, и находится величина мощности дозы как интеграл от совокупности точечных источников по формуле (4.5):

В'(х0,У0,^)- Е■ |В(Е,г).д(х,у,г) ■ ^йУ

4п у г (4.5)

в которой, Е - энергия фотонов; ^ - квантовый выход; Е'г^ - энергетический фактор накопления для полубесконечной сред [73,78]; ца - массовый коэффициент поглощения энергии у-излучения, ц - линейный коэффициент ослабления у-излучения; У - область определения подынтегральной функции. Метод Монте-Карло

В настоящее время основные методы расчета мощностей доз от радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности, а также воздушного бассейна, служащие для оценки мощностей доз внешнего облучения, основаны либо на концепции лучевого равновесия [11], либо с учетом фактора накопления - на интегральных методах [61].

Оценку мощности дозы при радиоактивном загрязнении воздушного бассейна в рамках концепции лучевого равновесия целесообразно проводить на расстояниях от источника выбросов свыше 700 м, а на меньших расстояниях -интегральным методом [55]. При этом основная погрешность расчетной оценки будет определяться, как корректностью расчетной функции распределения радиоактивной примеси, определяемой формулами (4.1) - (4.3), поскольку она содержит ряд метеопараметров, измеряемых с определенной погрешностью, так и самим фактором накопления.

Одним из распространенным методов решения поставленной задачи является метод Монте-Карло (ММК), представляющий собой численное моделирование физического процесса распространения фотонного излучения в среде, в основе которого лежит случайность события рассеяния фотона, независящая от его предыстории [62,63,64,65,79,80,81]. ММК свободен от недостатков, характерных для интегрального метода, но, к сожалению, требует значительно большего расчетного времени, поскольку для уменьшения погрешности расчета ему необходима большая статистика, которая обеспечивается большим количеством историй, в качестве которых рассматривается случайный выбор элементарных источников, формирующих

пространство радиоактивного загрязнения окружающей среды при выбросе радиоактивной примеси. Однако технические возможности существующей ныне вычислительной техники позволяют использовать этот метод без каких-либо ограничений. Непосредственное применение ММК для задач радиационного контроля окружающей среды проводилось в работах [82,83,84]. Результаты расчета

При расчете мощности дозы внешнего облучения от объемного источника - облака радиоактивной примеси - следует уделять серьезное внимание уточнению распределений указанного функционала в области малых (промплощадка АЭС) расстояний от источника. Интерес к этой области расстояний обусловлен тем, что в ней наблюдается высокий градиент в распределении приземной концентрации радиоактивной примеси, в связи с чем нарушаются условия лучевого равновесия [55,85] (рисунок 4.2), что, в свою очередь, может привести к значительной погрешности при оценке величины мощности дозы. Наибольшее согласие расчетов наблюдается на расстояниях от 0,7 до ~ 10 км от источника, т.е. за зоной максимума приземной концентрации радиоактивной примеси.

Рисунок 4.2. Распределение мощности дозы как функции расстояния от источника (факела выбросов) при гипотетической аварии на оси следа [55]: 1 - расчет интегральным методом; 2 - расчет в рамках концепции лучевого равновесия

На расстояниях, меньших 700 м, не выполняется условие лучевого равновесия, потому необходимо расчетывать методом Монте-Карло или

интегральным метом. На рисунке 4.3 приведены распределения мощности дозы от объемного источника на его оси в условиях выброса 85Кг для устойчивого и неустойчивого состояния атмосферы, полученные интегральным методом.

ЗЕ-015 т-

<_(М---.-----1

6 О 200 400 600 Х00 1000

Расстояние от источника х. м

Рисунок 4.3. Распределение мощности дозы Б(х) от расстояния х до источника (факела выброса при гипотетической аварии) на оси следа при использовании интегрального метода для устойчивого (зима), кривая (1) и неустойчивого (весна), кривая (2) состояний атмосферы. 5 - область, в которой мощность дозы внешнего облучения определена при отсутствии в над ней радиоактивного объема

Область максимума на кривых соответствует высокой плотности радиоактивной примеси, возникающей в атмосфере на небольших расстояниях от источника. По мере рассеяния примеси мощность дозы падает, что и демонстрируют кривые 1 и 2. Что же касается ярко выраженного характера распределения мощности дозы при различных состояниях устойчивости атмосферы, то этот факт объясняется существенно различным распределением радиоактивной примеси q(x,y,z) в атмосфере, определяемой выражением (4.1) для различных состояний устойчивости атмосферы.

На рисунках 4.4, 4.5 приведены результаты расчетов мощности дозы для устойчивого и неустойчивого состояний атмосферы интегральным методом и ММК. При формировании кривых имеет место два взаимоисключающих эффекта - это накопление объемной активности в атмосфере и ее рассеивание как за счет сноса воздушным потоком, так и за счет поперечного гауссова уширения факела выбросов, что отмечалось выше.

Рисунок 4.4. Распределение мощности дозы Б(х) от факела выбросов при гипотетической аварии на оси следа для устойчивого состояния атмосферы (зима) при использовании интегрального метода, кривая (1) и метода Монте-Карло, кривая (2).

Рисунок 4.5. Распределение мощности дозы Б(х) от факела выбросов при гипотетической аварии на оси следа для неустойчивого состояния атмосферы (весна) при использовании интегрального метода, кривая (1) и метода Монте-Карло, кривая (2).

В целом результаты расчетов, проведенные тем и другим методом, удовлетворительно согласуются, но значительно лучше с ростом расстояний ~ 700 м. Спад мощности дозы с ростом расстояний обусловлен, уменьшением объемной активности радиоактивной примеси, возникающей за счет ее

гауссового уширения, которое увеличивается с ростом расстояния х, а также за счет ее уменьшения в результате ветрового переноса.

Рассеяние радиоактивной примеси с ростом расстояния приводит к ее более равномерному распределению в атмосфере, а при расчете методом Монте-Карло в этом случае не требуется большого числа историй. На таких расстояниях оценку мощности дозы уже можно получить в рамках концепции лучевого равновесия, что и было отмечено на рисунке 4.2.

Напротив, на малых расстояниях от источника выбросов плотность распределения объемной активности значительно выше, чем на больших, а объем, занимаемой ею - значительно меньше. В результате в этой области для оценки мощности дозы требуется значительно больше числа историй, чем на больших расстояниях от источника. На это указывает тот факт, что как при устойчивом, так и при неустойчивом состояниях атмосферы в области небольших х, например, в области максимума кривых отличие результатов расчетов составляет от 30 до 40 %, а на больших расстояниях расхождение незначительно.

Таким образом, несмотря на то, что величина приземной концентрации радиоактивной примеси вблизи высотного источника незначительна, что обеспечивает лишь небольшое значение ингаляционной дозы для персонала [55], мощность дозы внешнего облучения может быть большей за счет прямого воздействия (нерассеянного) фотонного излучения самого источника, что необходимо учитывать при проведении работ на промплощадке при ликвидации аварии на АЭС. Кроме того, сравнивая результаты расчетов вблизи источника, следует констатировать, что расчеты мощности дозы в этой области действительно не следует проводить, основываясь на концепции лучевого равновесия.

Следует также обратить внимание на значение мощности дозы в области отрицательных значений х на рисунках 4.3-4.5, в области 5 за венттрубой. Отсутствие радиоактивной примеси в этой области, поскольку ее сдувает ветром в область положительных х, говорит лишь о том, что ингаляционная доза в

указанной области равна нулю, но мощность дозы внешнего облучения, строго говоря, отлична от нуля за счет гамма-излучения радиоактивной примеси на положительных х. Оценку величины области 5, в которой мощность дозы внешнего облучения может быть отлична от нуля нетрудно получить путем линейной экстраполяции значений мощности дозы, приведенных на рисунке 4.3 при соответствующем состоянии устойчивости атмосферы.

Одной из основных характеристик радиоактивных выбросов является величина мощности выброса М (Бк/с), входящая в решение уравнения турбулентной диффузии (4.3). Действительно, будучи константой, эта величина играет роль нормировочного множителя, поскольку во всех функционалах вида (4.5) она будет представлять собой просто постоянную, которая выносится из под знака интеграла. Чтобы убедиться в этом, достаточно объемную активность д(х, у, 2) в (4.3) представить в виде выражения (4.1), в котором функция Б(х, 2) будет представлена формулой (4.3). Значение этого параметра трудно переоценить, учитывая, что все характеристики радиоактивного загрязнения окружающей среды в виде воздушного бассейна и подстилающей поверхности или дозовых нагрузок на персонал и население будут зависеть от величины объемной активности д(х, у, 2).

Учитывая указанные особенности, оценку этой величины можно получить путем сопоставления измеряемой величины мощности дозы и ее расчетного значения, определяемого формулой (4.5). Наиболее просто это можно осуществить, если детектор будет расположен в области, в которой распределение объемной активности можно считать равномерным. Действительно, измеряя значение мощности дозы, в этом случае, одним из у-детекторов АСКРО с координатами (х0, у0, 20), число которых подчиняется правилу необходимого и достаточного их количества, а размещение на территории промплощадки и СЗЗ - правилу их разновеликого расстояния от центра и равномерного распределения по азимуту (например, по спирали Архимеда) [74], искомый параметр М можно найти в виде отношения:

м =_r(x0, у0 ^ )_

E ■ п(Е) • ц в (E) • q0 ■ | B(E, г )[ехр(- ц(Е)г У г2 ^

V , (4.6)

где распределение q(x, у, z) можно считать равномерно распределенным и равным q0. Измеряемыми параметрами в этой формуле кроме О'(х0, у0, z0) являются - энергия у-излучения Е и объемная активность q0, которая может быть определена аспирационным детектором.

При определении параметра М все остальные характеристики радиоактивного загрязнения окружающей среды и ведичин дозовых нагрузок на населения могут ениваиться для единичной мощности выброса, а при получении их абсолютного значения умножаться на полученный параметр. Таким образом, мы можем избавиться от значительной погрешности или неопределенности, которая характерна для большинства метеорологических моделей, и отметить, что точность наших оценкок получается не хуже, чем погрешность дозиметрии, что и определяет преимущество гибридного мониторинга окружающей среды.

Другая возможность оценки объемной активности q0 (Бк/м3) при известном ее радионуклидном составе состоит в непосредственном использовании венттрубы, из которой осуществляется выброс ИРГ известного радионуклидного состава в период полураспада радионуклида. В этом случае, оценивая величину мощности дозы О' от цилиндрического газообразного равномерно распределенного источника, который представляет собой внутренняя область венттрубы, и, сравнивая ее с аналогичной расчетной, вычисляемой в центре венттрубы, искомый параметр q0 найдем как отношение:

=_4яР'(хр, Уo, 2))

0 Е ■ п(Е) • ца (Е) \ [ехр(- ц(Е)Я)/Я2 JdV

Ус , (4.7)

Я = - и) + г '

где *у эф ' , йУ = 2пгйгйИ, область Ус характеризуется областью определения: 0 < И < Иэф; 0 < г < г0, г0 - внутренний радиус венттрубы.

В этом случае фактор накопления, согласно [55], можно не учитывать и принять его равным 1. Если секундный расход О (м3/с) выброса радиоактивной примеси через устье венттрубы известен, (например, он может быть измерен с помощью проточной и непроточной ионизационных камер, размещаемых в устье венттрубы [31,86]), то мощность выброса М может быть найдена как произведение О*д0 (Бк/с), а умножая произведение на продолжительность выброса тв, найдем величину полной активности радионуклидов, выброшенных в атмосферу:

а=о х ^0

, (Бк). (4.8)

Преимущество приведенных методов оценки рассмотренных выше радиационных характеристик состоит в том, что они позволяют определить эти параметры в режиме реального времени.

99

Заключение

Диссертация посвящена вопросам минимизации степени экологической опасности при проектировании АЭС в Иордании с учетом распространения радиоактивного загрязнения для нештатных ситуаций. Подчеркнута важность своевременного и максимально точного определения направление возможного распространения загрязнения, характера распределения активности. Исходя из этого, по результатам данной работы можно сделать следующие выводы:

1. Проведен анализ и обработка характеристик метеорологических данных для использования в расчетных программах переноса радиоактивной примеси от радиоактивных выбросов АЭС.

2. Адаптирована и верифицирована численная модель атмосферного пограничного слоя для решения задачи восстановления его вертикальной структуры на основе измерений на метеостанции и данных анализа атмосферных процессов на стандартных изобарических поверхностях.

3. Рассчитаны параметры приземного слоя атмосферы (масштаб Монина-Обухова и динамическая скорость), определяющие состояния устойчивости атмосферы по четырем сезонам года и четырем шестичасовым суточным отрезкам времени для планируемой АЭС в Иордании.

4. Рассчитаны и обработаны метеопараметры атмосферы: продольная скорость воздушного потока, коэффициент турбулентной диффузии и энергия турбулентных пульсаций в рамках модели приземного слоя атмосферы для получения функции распределения примеси в атмосфере.

5. Определено оптимальные количество датчиков АСКРО для всех состояний устойчивости атмосферы района строительства АЭС в Иордании, а также разработанные методы и программные средства были использованы в расчетах для 3 и 4 блоков АЭС «Бушер» (Иран).

6. Получены дозовые характеристики от выбросов радиоактивных примеси АЭС с помощью интегрального метода и метода Монте-Карло и показано хорошее согласие результатов особенно на больших расстояниях от точки выбросов.

Список основных публикаций по теме диссертации:

1. А.П. Елохин, А.И. Ксенофонтов, Е.А. Алалем, П.И. Федоров. Анализ основных характеристик района размещения проектируемой АЭС в Иордании. Глобальная ядерная безопасность, 2016, № 2 (19), с. 7-15.

2. Е.А. Алалем, А.П. Елохин, А.И. Ксенофонтов, П.И. Федоров. Метеорологические характеристики района АЭС в Иордании. Глобальная ядерная безопасность, 2017, № 3 (24), с. 19-34.

3. А.П. Елохин, А.И. Ксенофонтов, Е.А. Алалем. Метеорологические характеристики района АЭС «Бушер» в Иране. Глобальная ядерная безопасность, 2017, № 4 (25), с. 23-47.

4. A.P. Elokhin, E.A. Alalem, A.I. Ksenofontov. Meteorological Conditions of the Bushehr NPP Area, Iran. International Journal of Engineering and Technology (UAE) 2227-524X.

5. А.П. Елохин, А.И. Ксенофонтов, Е.А. Алалем, С.Н. Федорченко. Метод экспресс-оценки средней энергии спектра у-излучения радионуклидов в условиях радиационных аварий в помещениях спецкорпуса АЭС. Глобальная ядерная безопасность, 2018, № 2 (27), с. 7-15.

6. А.И. Ксенофонтов, А.П. Елохин, Е.А. Алалем. Применение расчетных методов для анализа характеристик у-излучения радиоактивного облака при выбросах АЭС. Глобальная ядерная безопасность, 2018, № 3 (28).

7. А.П. Елохин, А.И. Ксенофонтов, Е.А. Алалем, П.И. Федоров. Анализ основных характеристик района размещения проектируемой АЭС в Иордании. - Материалы XII Международной научно-практической конференции «Безопасность ядерной энергетики» ВИТИ НИЯУ МИФИ, 1 -3 июня 2016 г. - Волгодонск, 2016.

8. Е.А. Алалем, А.П. Елохин, А.И. Ксенофонтов, П.И. Федоров. Метеорологические характеристики района АЭС в Иордании. - Материалы VII Международной молодежной научной школа-конференции «Современные проблемы физики и технологий» НИЯУ МИФИ, 16-21 апреля 2018 г. - Москва, 2018.

9. А.П. Елохин, А.И. Ксенофонтов, Е.А. Алалем, С.Н. Федорченко. Метод экспресс-оценки средней энергии спектра излучения радионуклидов в условиях радиационных аварий в помещениях спецкорпуса АЭС. -Материалы II Международной научной конференции «Техногенные системы и экологический риск» ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 19-20 апреля 2018 г. - Обнинск, 2018.

10. А.И. Ксенофонтов, А.П. Елохин, Е.А. Алалем. Применение расчетных методов для анализа характеристик излучения радиоактивного облака при выбросах АЭС. - Материалы II Международной научной конференции «Техногенные системы и экологический риск» ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 1920 апреля 2018 г. - Обнинск, 2018.

11. А.П. Елохин, А.И. Ксенофонтов, Е.А. Алалем, С.Н. Федорченко. Метод экспресс-оценки средней энергии спектра излучения радионуклидов в условиях радиационных аварий в помещениях спецкорпуса АЭС. -Материалы XIV Международной научно-практической конференции «Безопасность ядерной энергетики» 30 мая-1 июня 2018 г. - Волгодонск, 2018.

12. А.И. Ксенофонтов, А.П. Елохин, Е.А. Алалем. Применение расчетных методов для анализа характеристик излучения радиоактивного облака при выбросах АЭС. - Материалы XIV Международной научно-практической конференции «Безопасность ядерной энергетики» 30 мая -1 июня 2018 г. -Волгодонск, 2018.

Список литературы

1. Handbook on nuclear law. IAEA, 2003 официальный перевод: Справочник по ядерному праву. МАГАТЭ, 2006.

2. «Культура безопасности». № 75-INSAG-4, МАГАТЭ 1991 г.

3. Серия изданий по безопасности № 50-SG-S3. Руководства МАГАТЭ по безопасности. - Вена, 1982. - 105 с.

4. Замай С.С., Якубайлик О.Э. Модели оценки и прогноза загрязнения атмосферы промышленными выбросами в информационно-аналитической системе природоохранных служб крупного города: Учеб. пособие/ Краснояр. гос. ун-т. Красноярск, 1998.

5. Руководство по организации контроля состояния природной среды в районе расположения АЭС / Под ред. К.П. Махонько. Л.: Гидрометеоиздат, 1990, 264 с.

6. Turner D.B., Addendum to TUPOS - Incorporation of a Hesitant Plume Algorithm. 1986. EPA-600/8-86/0.27.US. Environmental Protection Agency, Research Triange Park, NC (available only from NTIS, Accession Number PB86-241 031/AS).

7. Динамическая метеорология. Л.: Гидрометеоиздат, 1967. 607 с.

8. Monin A.S.,Obukhov A.M. Dimensionless of Turbulence in the Surface Layer of the Atmosphere, Trudy Geofiz. Inst. Akad. Nauk. SSSR 1954, 24, 163-187.

9. Кухарец В.П., Налбандян О. Г. Корреляционный анализ температуры подстилающей поверхности, инсоляции и скорости ветра в приземным слое атмосферы // Изв. РАН, Ф.А.О. -2005.- Т.41, №6.-с.752-760.

10.0СП0РБ 99/2010 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности». - М., 2014. - 85 с.

11.Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере. Справочник. М.: Энергоатомиздат 1986. 224 с.

12.Боровой А.А., Васильченко В.Н., Носовский А.В., Попов А.А., Щербина В.Г. Концепция радиационного контроля ПО "Чернобыльская АЭС" и основные технические требования к системе PK. - Чернобыль, 1993.

13. Васильченко В.Н., Носовский AB., Крючков В.П., Осанов Д.П., Павлов Д.А., Цовьянов А.Г., Бондарчук А.С., Ильичев С.В. Принципы организации сбора информации по дозиметрическим аспектам радиационных аварий. Руководящий документ Росстандарта, РД-187655/94.-Москва, 1994.

14. Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. / Изд. 3 -е, перераб. и доп. Под редакцией E. Л. Столяровой. Учебник для вузов. -M.: Атомиздат, 1976.

15.Брегадзе Ю.И., Степанов Э.К., ЯрынаВ. П. Прикладная метрология ионизирующих излучений. / Под ред. Ю.И. Брегадзе. - M.: Энергоатомиздат, 1990.

16.Санитарные правила. СП 2.6.1.758-99 «Ионизирующее излучение, радиационная безопасность». Нормы радиационной безопасности (НРБ99/2009).

17.Климанов В.А., Крамер-Агеев Е.А., Смирнов В.В. Радиационная дозиметрия. М.: НИЯУ МИФИ, 2014..

18.ГП НАЭК ОП ЗАЭС, Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблоков № 3, 4 ОП ЗАЭС. Фактор безопасности № 14. Воздействие эксплуатации на окружающую среду, 21.34.59.ОППБ.14.

19.Методика разработки нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух (ДВ 2010).

20.Access to Europian Union Law [Электронный ресурс]. - Режим доступа http://eur-lex.europa.eu/eli/reco/2004/2/oj.

21.Сахаров, В.К. Радиоэкология: учебное пособие.- Спб, 2006.-320c.

22. Методические указания по расчету радиационной обстановки в окружающей среде и ожидаемого облучения населения при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу (МПА-98). - Минатом России. М., 1999 - 127 с.

23.Махонько К.П. Влияние ветрового подъема радиоактивности с поверхности почвы на загрязнение атмосферы над территорией России. Атомная энергия, 2000г., т.88, в. 6, с. 458-564.

24.Гаргер Е. Вторичный подъем радиоактивного аэрозоля в приземном слое атмосферы / НАН Украины; Ин-т проблем безопасности АЭС. -Чернобыль: Ин-т проблем безопасности, 2008. - 192 с.

25. Огородников Б.И., Пазухин Э.М., Ключников А.А. Радиоактивные аэрозоли объекта Укрытие. 1986 - 2006 гг.- 456 с.

26. S Shoaib Raza, R Avila. Numerical simulation of particle trajectory and atmospheric dispersion of airborne releases. Meteorological Applications 16 (3), 267-273.

27. A. Basit, F. Espinosa, R. Avila, S. Raza, N. Irfan. Simulation of atmospheric dispersion of radionuclides using an Eulerian-Lagrangian modelling system Journal of Radiological Protection 28 (4), 539.

28. S. Raza, R. Avila. A 3D Lagrangian particle model for direct plume gamma dose rate calculations. Journal of Radiological Protection 21 (2), 145.

29.Елизарова Т.Г. Лекции Математические модели и численные методы в динамике жидкости и газа. Подходы, основанные на системах

квазигазодинамиче- ских и квазигидродинамических уравнений. - М.: Физический факультет МГУ, 2005. - 224 с.

30.Зайцев Н.А., Критский Б.В., Рыков Ю.Г., "Об одной двумерной модели расчета двухфазных потоков", Препринты ИПМ им. М.В. Келдыша, 2014, 086, 32 с.

31.Елохин А.П. Автоматизированные системы контроля радиационной обстановки окружающей среды / А. П. Елохин - А.П. Елохин. Учебное пособие - М. НИЯУ МИФИ, 2012. - 316 с.

32. Бызова Н.Л., Гаргер Е.К., Иванов В.Н. Экспериментальные исследования атмосферной диффузии и расчет распространения примеси. Л.: Гидрометеоиздат, 1991.

33. Simpson I.R., Clarkson T.S. Dry plume: a computer model for predicting the behaviour of plumes in the atmosphere. Scientific report 19. New Zealand Meteorological Service, Wellington, 1986. 79 p.

34. Перри С.Г. Модель диффузии ЕРА для сложного рельефа: структура и характеристики. В сб.: Международная конференция ВМО по моделированию загрязнения атмосферы и его применениям. Л.: Гидрометео-издат,1986. С.14-15.

35. Сайт: (http://www.skc.ru).

36. Сайт: (http://www.russianatom.ru).

37. Верификация компьютерной системы "НОСТРАДАМУС" для прогнозирования радиационной обстановки на ранней стадии аварии на АЭС. Верификационный отчет. ИБРАЭ РАН, инв. № 3431, М., 2001. (срок действия аттестационного паспорта - до 17.04.2024 г.).

38. Косых В.С., Бородин Р.В., Корнейчук Н.А. RECASS NT: система информационной поддержки принятия решений в случае аварийных ситуаций на радиационно и химически опасных объектах. Сб. статей под ред. М.П. Коломеева «Проблемы гидрометеорологии и мониторинга окружающей среды» - Обнинск: ГУ «ВНИИГМИ-МЦД», 2010. Том 3, с. 24-35

39. System for integrated modelling of atmospheric composition / Mikhail Sofiev, Marje Prank, Pilvi Siljamo, Joana Soares, Julius Vira, Tuula Summanen, Ari Karppinen // FMI [Электронный ресурс FMI]. -Режим доступа: http://silam.fmi.fi

40. Sofiev M. A dispersion modelling system SILAM and its evaluation against ETEX data / M. Sofiev, P. Siljamo, I. Valkama, M. Ilvonen, J. Kukkonen // Atmospheric Environment. - 2006. - №2 40. - Р. 674-685.

41.Jordan Atomic Energy Commission - COUNTRYWIDE SURVEY OF THE HASHEMITE KINGDOM OF JORDAN - Report Framework 17 May 2012.

42. Нормы МАГАТЭ по безопасности Безопасность атомных электростанций: проектирование для защиты людей и охраны окружающей среды. Безопасность атомных электростанций: проектирование. Серия норм МАГАТЭ по безопасности, № SSR-2/1. Международное Агентство по Атомной Энергии, Вена, 2012 год.

43. Основные требования к разработке технико-экономического обоснования строительства атомной станции. Положение о порядке выбора площадки строительства. НД п. 4.2 СППНАЭ-93, Москва 2000.

44.Arab Consultants Bureau // Meteorological data. 16.06.2011.

45.Ghanem Ali. 2003. Trends And Cycles Of Temperature And Précipitation In Amman During The Twentieth Century // Damascus University Journal 19(3 + 4): 151-171.

46.Jreisat K., Yazjeen T. A Seismic Junction // Atlas of Jordan. 2013. P. 47-59.

47. Запорожская АЭС атакована отрядом, представившимся "Правым сектором", нападавшие заблокированы // http://joinfo.ua [электронный ресурс] - URL: http://joinfo.ua/incidents/922809_Zaporozhskaya-AES-atakovana-otryadom.html (дата обращения 18.04.2016).

48.Угроза на ДнепроГЭС была реальна, исполнители и заказчики акции устанавливаются, - Ставицкий http://inpress.ua [электронный ресурс] -Режим доступа: URL: http://inpress.ua/ru/politics/24149-ugroza-na-dneproges-byla-realna-ispolniteli-i-zakazchiki-aktsii-ustanavlivayutsya-stavitskiy(дата, обращения 18.04.2016).

49.IAEA Nuclear Energy Series No. NP-T-2.6 // Efficient Water Management in Water Cooled Reactors P. 44.

50.Jordan Atomic Energy Commission // Identification Of Site Area In Cws Region #1 & PPSHA // Draft Study Report.

51.Елохин А.П., Ксенофонтов А.И., Федоров П.И., Алалем Е.А. Анализ основных характеристик района размещения проектируемой АЭС в Иордании. Глобальная ядерная безопасность. вып. № 2 (19), 2016, стр. 715.

52.Коллектив авторов. Методы расчета распространения радиоактивных веществ в окружающей среде и доз облучения населения. М.: МХО ИНТЕРАТОМЭНЕРГО, 1992. 334 с.

53.Елохин А.П., Стародубцев И.А. Оценка материальных затрат при ликвидации последствий радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности при радиационной аварии на ОИАЭ. Глобальная Ядерная Безопасность, 2016 №3(20), С. 7-34.

54.Елохин А.П., Стародубцев И.А. Некоторые оценки материальных затрат при ликвидации последствий радиоактивного загрязнения окружающей

среды в результате радиационной аварии на ОИАЭ. Материалы сборника the XIIth International Conference Science and Education. 1-2 июля 2016 г., Мюнхен, Германия. Стр. 55-81.

55.Елохин А.П. Методы и средства систем радиационного контроля окружающей среды: монография / М-во образования и науки Российской Федерации, Нац. исслед. ядерный ун-т «МИФИ». - М.: НИЯУ МИФИ, 2014. - 520 с.

56.Елохин А.П. Оптимизация методов и средств автоматизированных систем контроля радиационной обстановки окружающей среды. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. М.: МИФИ, 2001, 325 с.

57.Лайхтман Д.Л. Физика пограничного слоя атмосферы. Л.: Гидромет. изд-во, 1970, 340 с.

58.Jordan Atomic Energy Commission // Meteorological data//Weather Station readings. 06.09.2014.

59.Бобылева М.М. Расчет характеристик турбулентности в планетарном пограничном слое атмосферы. // Труды Ленинградского Гидрометеорологического института. Вып. 40 (Некоторые вопросы физики пограничного слоя в атмосфере и море). Л., 1970, с. 64-73.

60.Елохин А.П., Жилина М.В. (НТЦ ЯРБ), Рау Д.Ф., Иванов Е.А. (ВНИИАЭС). Положение о повышении точности прогностических оценок радиационных характеристик радиоактивного загрязнения окружающей среды и дозовых нагрузок на персонал и население. Министерство природных ресурсов и экологии Российской Федерации, Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору РБ -053 - 09. Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 08.06.2010 г. № 465, 79 с.

61. Метеорология и атомная энергия. /Пер. с англ. /Под ред. Н.Л. Бызовой и К.П. Махонько. Л.: Гидрометеоиздат, 1971. 618 с.

62.Метод Монте-Карло в проблеме переноса излучений. /Под ред. чл.-кор. АН СССР Г.И. Марчука. М.: Атомиздат, 1967. 256 с.

63.Leimdorfer M. On the Use of Monte-Carlo Methods for Solving Gamma Radiation Transport Problems. // Nukleonik, 1964. V.6. Р.14.

64.Золотухин В.Г., Кимель Л.Р., Ксенофонтов А.И. и др. Поле излучения точечного мононаправленного источника гамма-квантов. М.: Атомиздат, 1974. 160 с.

65.Соболев И.М. Численные методы Монте-Карло. М.: Наука, 1973. 311 с.

66.Лощаков И.И. Введение в дозиметрию и защита от ионизирующих излучений. Учебной пособие, Санкт-Петербургский Государственный политехнический университет, 2008, 145 с.

67.Елохин А.П., Стародубцев И.А. К вопросу об использовании автоматизированных систем контроля экологической обстановки на территориях, прилегающих к предприятиям черной, цветной металлургической и атомной промышленности. ГЛОБАЛЬНАЯ ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ, 2015 №4(17), С. 15-34.

68.Alexander P. Elokhin and Ilia A. Starodubtcev. On the Ecological Situation at the Territories Adjacent to Chemical and Metallurgical Facilities. (Subtitle: Using Sensors and an Automated Control System to Monitor Environmental Conditions). Environmantal Quality Management. (USA) 2017. вып. 26, №2. С.23-43.

69.Елохин А.П., Власкин Н.М. Принципы расстановки постов радиационного контроля в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения АЭС "Бушер". Экологические системы и приборы. №6, 2004, с.40-46.

70.Компания по производству и развитию атомной энергии Ирана. АЭС «Бушер-2». Энергоблоки 2,3. Том 4. Инженерно-гидрологические изыскания. Книга 1. Аэрометеорологические работы и исследования. 2015. 235с.

71.Елохин А.П. Принципы размещения датчиков мощности дозы вокруг АЭС. Атомная энергия, т. 76, вып. 3, 1994 с. 188 - 193.

72.Елохин А.П., Рау Д.Ф. Система контроля радиационной обстановки в зонах размещения объектов атомной промышленности. РФ патент на изобретение № 2042157 20.08.96 бюл. №23, с.230-231.

73.Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений. Справочник.-М: Энергоатомиздат, 1995.-496 с.

74.Алалем Е.А., Елохин А.П., Ксенофонтов А.И., Федоров П.И., Метеорологические характеристики района АЭС в Иордании. Глобальная ядерная безопасность. вып. № 3 (24), 2017, стр. 19-34.

75. Методы расчета распределения радиоактивных веществ в атмосфере и доз облучения населения. НТД МХО. - М., 1992 - 333 с.

76.Талерко, Н.Н. и др. К расчету траекторий струй в приземном слое атмосферы [Текст] / Н.Н. Талерко, М.В. Буйков // Труды УкрНИГМИ. -1979. - Вып. 170. - С. 90-96.

77.Марчук Г. И. Математическое моделирование в проблеме окружающей среды. М.: Наука,1982.

78.K.S. Mann, J. Singla, V. Kumar, G.S. Sidhulnvestigation of mass attenuation coefficients and exposure buildup factors of some low-Z building materials Ann. Nucl. Energy, 43 (2012), pp. 157-166.

79.S. Raza, R. Avila. A comparison of direct gamma dose rates from a stationary Gaussian plume using different models. Nuclear technology 138 (2), 211-216.

80.S. Raza, R Avila.Calculation of immersion doses from external exposure to a plume of radioactive material. Health physics 89 (3), 247-254.

81.A. Basit, S. Raza, N. Irfan. Dispersion of radionuclides released into a stable planetary boundary layer using a Monte Carlo model. Journal of Radiological Protection 26 (4), 375.

82.Елохин А.П., Хмылев А.Н., Жилина М.В. Метод оценки последствий радиационных аварий в помещениях реакторного блока на АЭС с реактором ВВЭР-1000. Атомная энергия, 2007, Т. 102, Вып.4. с. 254-262.

83.Жилина М.В. Применение метода Монте-Карло в задачах радиационного мониторинга окружающей среды. Экологические системы, приборы, 2010, №10, стр. 3-12.

84.Елохин А.П., Жилина М.В., Пархома П.А. Особенности сканирования подстилающей поверхности с помощью беспилотного дозиметрического комплекса. Атомная энергия, 2009, Т.107, вып.2, с.103-112.

85.МАГАТЭ. Департамент ядерной безопасности. Международное партнерское рассмотрение документов «Материалы оценки воздействия на окружающую среду», подготовленных для Балтийской АЭС, Калининград (Российская Федерация). Итоговый отчет Международной группы партнерского рассмотрения МАГАТЭ. 2015. - 158 р.

86. Развитие и оптимизация систем контроля атомных электростанций с ВВЭР: монография/ [Скалозубов В. И. и др.] ; под ред. В. И. Скалозубова; Нац. акад. наук Украины, Ин-т проблем безопасности АЭС. - Чернобыль : Ин-т проблем безопасности АЭС, 2008. - 506 с.