Приложение N 3. Рекомендации по оценке вкладов источников радиоактивного загрязнения в дозовые характеристики аварийной обстановки в местах осуществления работ

Приложение N 3

к Руководству по безопасности

при использовании атомной энергии

"Минимизация радиационных последствий

для населения и персонала при ликвидации

последствий аварий на энергоблоках атомных

электростанций разных типов. Методика

оптимизации мер по защите населения

и территорий", утвержденному Приказом

Федеральной службы по экологическому,

технологическому и атомному надзору

от 19 марта 2014 г. N 107

РЕКОМЕНДАЦИИ

ПО ОЦЕНКЕ ВКЛАДОВ ИСТОЧНИКОВ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ

В ДОЗОВЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ АВАРИЙНОЙ ОБСТАНОВКИ В МЕСТАХ

ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ РАБОТ

1. При известном пространственно-энергетическом распределении источников радиоактивного загрязнения помещений, сооружений и территории, сформированном в результате радиационной аварии в некоторый начальный момент времени как множество парциальных источников , значение полного источника излучения в любой момент времени может быть выражено в виде:

где:

- точечный изотропный источник единичной активности, состоящий из одного i-го радионуклида;

- значение активности этого источника на момент времени ;

- коэффициент, описывающий изменение во времени этого парциального источника как за счет радиоактивного распада, так и за счет уменьшения активности именно этого источника при выполнении дезактивационных работ.

2. Обусловленное воздействием от заданной комбинации источников значение мощности дозы H(P,t) в любой точке пространства P и в любой момент времени t определяется с учетом геометрического ослабления излучения источника, с учетом ослабления материалом защиты (строительными конструкциями сооружения, специальными временными радиационными защитами), а также с учетом отражения (альбедо) излучения от защитных сред или от приземного слоя атмосферного воздуха (скайшайн излучений) следующим выражением:

где - коэффициент, численно равный мощности дозы в точке P, создаваемой i-ым точечным изотропным источником единичной активности, находящимся в элементе пространства , учитывающий ослабление за счет геометрии и материала защиты, а также вклад альбедо (A) и скайшайн (SH) излучения. Задаваемое формулой (2) представление мощности дозы объясняется свойством линейности уравнения переноса излучения относительно независимого источника.

3. Как правило, в результате конкретного этапа работ должна быть выполнена дезактивация (удаление) или подавление конкретного j-го парциального источника. Поэтому эти работы требуют нахождения персонала в месте расположения подавляемого источника (с принятием, по возможности, дополнительных мер защиты от излучения этого или других источников). Мощность дозы на каждом конкретном рабочем месте может быть записана в виде:

4. Из выражения (3) видно, что облучение персонала в условиях множественного одновременного воздействия нескольких источников будет происходить как за счет "подавляемого" источника (соответствующая компонента мощности дозы будет уменьшаться по мере выполнения дезактивации этого источника), так и за счет всех других источников. Причем вторая компонента должна быть во всех случаях минимизирована, так как облучение за ее счет не сопровождается уменьшением со временем. Иллюстрация этого положения приведена на рис. 1 настоящего Приложения, где отражена простейшая ситуация, при которой необходимо выполнить дезактивацию двух одинаковых рядом расположенных участков аварийного помещения (кровли сооружения, территории площадки), радиоактивно загрязненных с различной поверхностной удельной активностью . Очевидно, что полная коллективная доза облучения персонала, полученная при выполнении дезактивационных работ одного и того же заданного объема в последовательности "дезактивация , дезактивация ", будет меньше, чем при выполнении их в обратной последовательности.

Рис. 1. Анализ структуры поля мощности дозы на рабочих

местах персонала для оптимизации коллективной дозы облучения

при облучении от источников, находящихся

в "прямой видимости"

5. Реально аварийное загрязнение помещений, сооружений и территории АЭС может носить значительно более сложный характер, и соотношение вкладов от различных компонент полной мощности дозы, создаваемой на различных рабочих местах различными парциальными источниками, является далеко неочевидным (см. рис. 2 настоящего Приложения). В этих случаях с использованием рассчитанных наборов коэффициентов и экспериментальных данных по сформировавшемуся при аварии пространственному распределению всех локальных парциальных источников рекомендуется выполнить расчеты вкладов от каждого из источников на каждом рабочем месте персонала, выполняющего работы по ликвидации последствий аварии.

Рис. 2. Анализ структуры поля мощности дозы на рабочих

местах персонала для оптимизации коллективной дозы облучения

при типичном для аварии на АЭС облучении

от множественных источников

6. Расчет коэффициентов рекомендуется выполнять с использованием инженерных методов. Коэффициенты для радионуклидов , и , загрязнение которыми характерно для большинства аварий на АЭС, рекомендуется использовать в соответствии с настоящим Руководством по безопасности.