Елохин Автоматизированные системы контроля радиационной обстановки окружаюсчей среды 2012

Рис. 4.12. Определение зависимости Ri как функции радиуса-вектора

Ri ( Ri = f(Ri))

Контрольные вопросы и задания

1.Какое приборное оборудование составляет основу АСКРО и каково его назначение?

2.С какой целью на АЭС проводят измерения метеопараметров атмосферы?

3.Для каких выбросов более точен градиентный метод измерения метеопараметров атмосферы?

4.В чем заключается особенность изменения профиля ветра при изменении шероховатости подстилающей поверхности?

5.Каков физический смысл уточнения метеопараметров атмосферы. В чем состоит критерий выбора?

6.Как скажется в осевом распределении мощности дозы на оси факела выбросов нормировка расчетных метеопараметров на показания датчика, расположенного: на 10 м; на 30 м; на 40 м от уровня подстилающей поверхности? Какой уровень нормировки метеопараметров наиболее оптимальный?

7.Что лежит в основе метода оценки необходимого и достаточного количества датчиков АСКРО, размещаемых вокруг АЭС?

8.В чем примущества и недостатки метода размещения гаммадатчиков АСКРО по периметру круга СЗЗ?

9.Какие критерии лежат в основе принципа размещения гаммадетекторов АСКРО вокруг АЭС?

101

Глава 5. МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ ВЫБРОСА ГАЗОАЭРОЗОЛЬНОЙ РАДИОАКТИВНОЙ ПРИМЕСИ

ИЗ ВЕНТИЛЯЦИОННЫХ ТРУБ АЭС

5.1. Комплект технических средств и условия их размещения в вентиляционных трубах АЭС при определении параметров выброса радиоактивной примеси в атмосферу

Выше было показано, что для выполнения одной из основных функций АСКРО – проведения измерений радиационных и метеорологических параметров в системе должно быть обеспечено решение целого ряда измерительных задач, обязательными из которых являются: измерение метеопараметров атмосферы – направления и скорости ветра, температуры воздуха и уровня земли; измерение мощности дозы фотонного излучения на местности в ряде точек вокруг АЭС, а также измерение объемной активности и расхода потока воздуха, выбрасываемого через вентиляционной трубы энергоблока АЭС, т.е., фактически, мощность выброса.

Такой набор данных является необходимым и достаточным для выполнения основных функций системы, хотя для более точных оценок масштабов загрязнения окружающей среды и дозовых нагрузок на население требуются дополнительные данные как о составе радиоактивных продуктов в воздухе и спектрального состава фотонного излучения на местности, так и о метеопараметрах.

Там же было показано, что для измерения метеопараметров применяются стандартные приборы. Для измерения мощности дозы фотонного излучения широко используются стандартные γ- датчики, в том числе и российского производства даже зарубежными потребителями, хотя для прецизионных измерений мощности дозы фотонного излучения на уровне 0,15 мкЗв/ч, т.е. существенно ниже уровня фона, используют специальные разработки.

Кроме того, было отмечено, что одной из важных характеристик уравнения переноса радиоактивной примеси в атмосфере является величина мощности выброса радиоактивной газоаэрозольной примеси, поступающей в атмосферу из вентиляционных труб АЭС. Эта величина представляет собой произведение объемной

102

активности на секундный расход и определяется формулой (3.5). Если W(r) есть радиальное распределение скорости газового потока в устье вентиляционной трубы вида (3.7), то секундный расход находится по формуле (3.6).

Для грубой оценки начальной скорости воздушного потока W0, выходящей из вентиляционной трубы, можно использовать известные зависимости скорости струи, определяемые в адиабатическом приближении через измеряемые значения температуры Tт и давления Pт воздушного потока [1] при Pат – давлении атмосферы и χ- показателе адиабаты:

W0 = (2χ(χ−1))RTт 1−(Pат Pт )(χ−1)χ ,

при этом секундный расход G определится как произведение W0 на площадь устья вентиляционной трубы S0.

Нетрудно понять, что повышение точности измерений секундного расхода вентиляционной трубы или скорости воздушного потока в ней непосредственно будет сказываться на точности определения мощности выброса радиоактивной примеси в атмосферу и, наконец, на точности прогнозирования радиоактивного загрязнения окружающей среды.

5.2. Метод оценки мощности выброса инертных радиоактивных газов, выходящих из реактора через его систему пассивной фильтрации

Как уже указывалось, одним из важнейших параметров при решении задач прогнозирования радиоактивного загрязнения окружающей среды и реальной оценки нормальной работы АЭС является величина мощности выброса радиоактивной примеси в атмосферу Pв [Бк/с]. Для этой величины, в соответствии с нормативной базой и практикой проектирования и эксплуатации атомных станций на территории РФ, устанавливаются допустимые пределы выбросов радиоактивных аэрозолей и газов в атмосферу [2–4]. Значения последних устанавливаются такими, чтобы дополнительные дозовые нагрузки на население за счет выбросов при нормальной эксплуатации АЭС на любом расстоянии за пределами промпло-

103

щадки и санитарно-защитной зоны АС в соответствии с [4] (п. 5.6 и табл. 5.2) не превышало 100 мкЗв/год. По этой причине требования к точности определения величины Pв должны быть высокими.

В проекте системы пассивной фильтрации межоболочечного пространства реактора ВВЭР-1500 для исключения возможного поступления во внешнюю среду радиоактивных аэрозолей, которые могут возникнуть в помещениях реактора в результате радиационной аварии на АЭС, был предусмотрен специальный фильтр, используемый для осаждения последних. Однако фазу инертных радиоактивных газов (ИРГ), т.е. радионуклиды ксенона, криптона, аргона, также возникающих в результате радиационной аварии, в силу их специфических физико-химических свойств задержать фильтром полностью не удастся. Это и послужило причиной разработки для проекта этого реактора и ему подобных специальной системы вывода ИРГ во внешнюю среду, представляющей собой четыре патрубка, выходящих в помещение, расположенное на куполе контаймента (рис. 5.1).

На реакторах ВВЭР-440, РБМК, ВВЭР-1000 в случае радиационных аварий ИРГ могут попадать во внешнюю среду из вентиляционных труб АЭС. Ниже рассматривается метод оценки мощности выброса ИРГ в рамках проекта реактора ВВЭР-1500 в условиях запроектной аварии и система приборов, обеспечивающих измерения этой величины.

Величину мощности выброса, как через выходные патрубки фильтров пассивной системы фильтрации межоболочечного пространства реактора ВВЭР-1500, так и через вентиляционные трубы АЭС, в общем случае можно найти по формуле

N
Pв = G Av0 ∑ pi ,	(5.1)

i=m+1

где G – секундный расход [м3/с]; pi – вес i-го нуклида в смеси ИРГ (табл. 5.1); Av0 – полная объемная активность нуклидов ИРГ, выбрасываемых в атмосферу через патрубок; Av0pi = qi – парциальная объемная активность i-го нуклида ИРГ, выбрасываемого в атмосферу через патрубок, или парциальная объемная активность газоаэрозольной примеси, выбрасываемой через вентиляционную трубу АЭС.

104

Рис. 5.1. Схема размещения системы пассивной фильтрации в здании АЭС: UJB – межоболочечное пространство; 1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – паровой тракт; 4 – конденсатный тракт; 5 – паропровод; 6 – теплообменник СПОТ;

7 – тяговая шахта СПОТ; 8 – выходной коллектор СПОТ; 9 – дефлектор; 10 – фильтровальная установка; 11 – теплообменник ПСФ;

12 – задвижка запорная; 13 – труба вытяжная

Исследования по измерению искомой величины Pв проводились на специально разработанных для этой цели макетах и опытных образцах датчиков. Кроме того, проводились расчеты по оценке мощности выброса инертных радиоактивных газов в условиях запроектной аварии на АЭС с реактором ВВЭР-1500. Датчик для определения мощности радиоактивных газоаэрозольных выбросов представляет собой спаренные проточную и непроточную ионизационные камеры одинаковых размеров и с одинаковым объемом рабочего пространства, выполненных по одной технологии с минимальной чувствительностью по ионизационному току порядка 10-14 А. Общий вид датчика приведен на рис. 5.2.

105

Таблица 5.1

Нуклидный состав газовоздушной среды, поступающей на систему очистки (характеристики радионуклидов представлены согласно [7])

		Энергия	Квантовый
Радионуклид	T1/2	γ-квантов	выход на 100
		Е , МэВ	распадов η, %
133Xe	5,247 сут.	0,081	37,4
135Xe	9,10 ч	0,25	90,1
135mXe	15,65 мин	0,527	80,7
137Xe	3,82 мин	0,456	30,0
138Xe	14,08 мин	0,258	31,5
		0,435	20,2
		1,768	16,7
85mKr	4,48 ч	0,151	75,5
		0,305	14,0
87Kr	76,31 мин	0,403	48,3
		0,846	7,25
		2,555	13,0
88Kr	2,84 ч	0,196	37,8
		0,830	13,0
		2,292	37,8
89Kr	3,15 мин	0,22	22,5
		0,586	24,9
41Ar	1,84 ч	1,294	99,2

Рис. 5.2. Датчик мощности радиоактивных выбросов, состоящий из непроточной

(с конусом), проточной (с каналом) ионизационных камер цилиндрической геометрии и с охладителем, помещенным между камерами

106

Проточная и непроточная (герметичная) ионизационные камеры по разности ионизационных токов используются для определения скорости воздушного потока в точке расположения детектора, а непроточная, кроме того, применяется для оценки мощности дозы фотонного излучения в той же точке.

Скорость прохождения ИРГ через проточную ионизационную

камеру U1 определяют из соотношения:
U0S0 =U1S1 U1 =U0 (S0 S1 ),	(5.2)

где S1 – площадь протока проточной ионизационной камеры, S0 – площадь протока в патрубке, в котором устанавливают датчик. Отметим, что для определения секундного расхода газоаэрозольной примеси в воздухе, проходящем через патрубок, необходимо знать либо радиальное распределение скорости потока в патрубке, либо непосредственно производить измерение скорости воздушного потока.

Величину мощности дозы, измеряемую непроточной ионизационной камерой (для простоты считаем на оси патрубка), создаваемую фотонным излучением ИРГ в воздушном потоке, в котором переносится ИРГ по патрубку, находим по формуле [5]:

H

h1

D′

= 2πA

r arctg

− H ln

−

r

соб

v0

2

2

h1

+ r

(5.3)

H

N

−(H −h1 ) ln

∑ pi Kγ.i ,

H 2 + r2

i=m+1

где H – высота патрубка; Kγ,i −

ионизационная γ-постоянная гам-

ма-излучателя i-го радионуклида в смеси ИРГ; i = m+1, ..., N – число нуклидов ИРГ.

Рассмотрим «реальное» распределение мощности дозы, создаваемой патрубками, заполненными воздушной смесью ИРГ, и фильтром, адсорбирующим аэрозоли, в точках размещения датчика в патрубке (рис. 5.3). Величина мощности дозы в точке расположения детектора (в патрубке) будет создаваться непосредственно за счет фотонного излучения собственного ИРГ, проходящих с воздушным потоком по патрубку, а также остальными тремя патрубками как цилиндрическими источниками. Кроме того, мощность

107

	дозы также будет создаваться фильт-
	ром Dф′ ,	на котором адсорбировались
	радиоактивные		аэрозоли. Величина
	собственной мощности дозы фотон-
	ного излучения, создаваемой нукли-
	дами ИРГ в патрубке 1, определяется
	формулой (5.3), а величина мощности
	дозы, создаваемая патрубками 2, 3, 4,
	заполненными ИРГ, в точке располо-
	жения детектора в патрубке 1, опре-
	делится выражение			∫0 Rdl2 ×
		Dk′ = πr02 Av0
				lmax
		N		(5.4)
			pi exp(−μтрб,i 2d ),
	× ∑ Kγ,i
	i=m+1
	где r0, d – внутренний диаметр и
Рис. 5.3. Иллюстрация к оценке	толщина	патрубка		соответственно;
мощности дозы в точке располо-	lmax – эффективная высота патрубка;
жения каждого детектора.	R2 = (hd	−l )2 + Rk2 , k = 2, 3, 4. Радиус
Цифрами обозначены патрубки,
в которых размещены детекторы,	Rk в соответствии с рис. 5.4 определя-
в центре размещен	ется расстоянием на плоскости z = 0
спектрометрический датчик
фотонного излучения.	между осью симметрии патрубка «1»
	и осью	симметрии		патрубков «2»,

«3», «4» соответственно. При lmax = hd, вычисляя интеграл в (1.4), получаем:

		2			hd		N
	Dk′ =	πr0	Av0	arctg		∑ Kγ,i pi exp(−μтрб,i 2d ).		(5.5)
		Rk			Rk		i=m+1

Кроме того, при прохождении по патрубку или в вентиляционной трубе газоаэрозольная примесь создает дополнительную мощность дозы, обусловленную β-излучением радионуклидов, опреде-

ляемую выражением D′	= A	0,23 106 E , где Eβ – энергия β-
β	v0	β

излучения радионуклида. Для N – m нуклидов с парциальной концентрацией qi соответственно запишем:

108

Рис. 5.5. Иллюстрация к оценке мощности дозы в точке расположения детектора, расположенного в патрубке 1 от аэрозолей адсорбированных на фильтре

	N
Dβ′	= Av0 0,23 106 ∑ pi Eβ,i .	(5.6)

i=m+1

Рис. 5.4. Иллюстрация к оценке мощности дозы в точке

расположения детектора, помещенного в патрубке 1 от ИРГ в патрубках 2, 3, 4

Мощность дозы Dф′ , в соответ-

ствии с рис. 5.5, определяется выражением:

		m
	Dф′ = Avф∑Kγ,i pi exp(−μтрб,i d )×
		i=1		(5.7)
	×∫	exp(−μф,irф −μв,i rв )
				dV ,
		(Rфв )	2
	V

где m – число нуклидов, адсорбировавшихся на фильтре; Avф – объемная плотность нуклидов на фильтре; rф, rв – расстояние «луча» в фильтре и воздухе соответственно; μф, μв – коэффициенты линейного ослабления фотонного излучения в фильтре и воздухе соответственно; Hф, Rф – толщина и радиус фильтра соответственно; цифрами 1 и 2 обозначены непроточная и проточная ионизационные камеры соответственно, рас-

положенные в патрубке 3; аd – расстояние радиальной оси патрубка относительно осей X и Y соответственно; r, ϕ, z – радиус, азимутальный угол и аппликата элементарного источника, определяю-

109

щие его местоположение в пространстве; V – область интегрирова-

ния: x = rcos(ϕ);

y = r sin(ϕ); dV = dxdydz; 0 ≤ r ≤ r0; 0 ≤ ϕ ≤ 2π;

Rфв = (x −ad )2 +( y −ad )2 +(hd − z)2 ;

– Hф ≤ z ≤ 0 и Rфв = rф + rв.

Величины rф, rв определяются из следующих соображений (рис. 5.6). Рассматривая углы при точке пересечения луча Rфв с плоско-

стью z = 0, находим			z rф = hd rв .								(5.8)
		Выражая в уравнении (5.6) rв
		через Rфв и rф, получаем:
			r	= z		Rфв			;
			ф		hd		+ z
											(5.9)
							Rфв
			r = h							.
								+ z
			в	d h
						d
		Таким образом, величины rф,
		rв, как и следовало ожидать, яв-
Рис. 5.6. Иллюстрация к определению		ляются функциями точки, а ин-
		теграл в правой части выраже-
составляющих rф и rв длины луча Rфв		ния (5.7) может быть вычислен с
от элементарного источника Avф·dV,
расположенного в фильтре		использованием						метода			Симп-
с координатами x, y, z		сона [6] численным методом.
Мощность дозы, регистрируемая непроточной ионизационной
камерой, расположенной в каждом из патрубков,										при	усло-
вииD2′ ≡ D4′ (в силу симметричного расположения патрубков 2, 4
относительно патрубков 1 и 3), определится суммой:
D′	= D′	+ 2D′	+ D′ + D′ .								(5.10)
1	соб	2	3	ф

Найдем величину ионизационного тока и скорости воздушного потока в плоской проточной ионизационной камере, учитывая мощность дозы, создаваемую β-излучением радионуклидов (5.6), а также учитывая что фон, создаваемый фотонным излучением радиоактивных аэрозолей, адсорбировавшихся на фильтре, будет создавать величину порядка 200–500 Зв/ч.

110