Руководство по организации контроля состояния природной среды в районе расположения АЭС

(утв. Госкомгидрометом СССР, Минздравом СССР 30.12.1988)

Утверждено:

первым заместителем Министра здравоохранения СССР Г. В. Сергеевым 30 декабря 1988 года,

Заместителем Председателя Государственного комитета СССР по гидрометеорологии Ю. С. Цатуровым 30 декабря 1988 года

Согласовано:

с Председателем Межведомственной комиссии по радиологии в агропромышленном производстве Н. А. Корнеевым,

заместителем Министра мелиорации и водного хозяйства СССР В. К. Зарубиным,

заместителем Министра рыбного хозяйства СССР Б. Д. Монаковым

Одобрено коллегией Госпроматомнадзора СССР 11 января 1989 года

РУКОВОДСТВО

ПО ОРГАНИЗАЦИИ КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЯ ПРИРОДНОЙ СРЕДЫ В РАЙОНЕ РАСПОЛОЖЕНИЯ АЭС

Под редакцией К.П. МАХОНЬКО

ПРЕДИСЛОВИЕ

Использование ядерной энергии, как и всех других видов промышленной деятельности, сопровождается возникновением вредных факторов, потенциально опасных для человека. Поэтому с момента становления ядерной энергетики ее развитию сопутствуют широкомасштабные исследования по безопасности эксплуатации атомных электростанций (АЭС). В рамках этих исследований анализируются возможные отказы технологических линий и оборудования АЭС, последствия этих отказов и способы их предотвращения, разрабатываются средства эффективного контроля за отклонениями от нормального режима технологических процессов, за формированием радиоактивных газоаэрозольных выбросов, протечек и жидких радиоактивных сбросов во внешнюю среду, за уровнями радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды и радиационной обстановкой в окрестностях АЭС.

Настоящее Руководство посвящено вопросам организации эффективного контроля за состоянием природной среды в районах расположения АЭС. Как известно, при нормальной работе АЭС в условиях строгого соблюдения технологической дисциплины атомная электростанция практически не загрязняет окружающую среду радиоактивными продуктами, и ее вредное воздействие на среду неизмеримо меньше по сравнению с другими предприятиями топливно-энергетического цикла. Вероятность крупных радиационных аварий на АЭС, при которых можно ожидать существенного загрязнения местности, чрезвычайно мала. Однако уроки радиационной аварии на Чернобыльской АЭС, произошедшей 26 апреля 1986 г., убедительно показали, что серьезность последствий аварий на АЭС, даже при их очень малой вероятности, требует новой тщательной проработки всего цикла вопросов, связанных с обеспечением безопасности эксплуатации атомных электростанций. В частности, система контроля за радиационной обстановкой в окрестностях АЭС должна строиться исходя из возможности ее эффективного использования не только и не столько при нормальной работе АЭС, сколько в аварийных ситуациях различной степени тяжести, как бы ни была мала вероятность таких аварий.

Важным вопросом является надежность системы контроля. Для поддержания ее в постоянной аварийной готовности работоспособность такой системы должна ежедневно проверяться. Для этого ее чувствительность должна быть настолько высокой, чтобы уверенно измерять ежедневные колебания глобального радиоактивного фона и незначительные превышения этого фона вследствие влияния работы АЭС. Регулярные измерения глобального радиоактивного фона не только поддерживают систему контроля в постоянной аварийной готовности, но и служат одновременно средством контроля за стабильностью радиационной обстановки в окрестностях АЭС при ее нормальной работе, а также на всех стадиях эксплуатации, включая ремонтные работы и демонтаж или консервацию блоков вследствие выработки их ресурса.

Для повышения надежности и полноты контроля за радиационной обстановкой в окрестностях АЭС предусматривается участие в контроле разных ведомств, каждое из которых осуществляет контроль по своему профилю.

В соответствии с этим настоящее Руководство является обязательным для работников АЭС и проектирующих АЭС организаций, Государственного комитета СССР по гидрометеорологии, Минздрава СССР, Комиссии по качеству и заготовкам сельхозпродукции при СМ СССР, а также может быть использовано соответствующими службами других ведомств.

Регламентируется порядок организации, функционирования и взаимодействия ведомственных служб радиационного контроля

• при выполнении работ по радиационному контролю;
• при обработке, обобщении и передаче различным ведомствам и заинтересованным организациям систематической и экстренной информации о радиационной обстановке и об изменениях уровней радиоактивного загрязнения наблюдаемых объектов;
• при разработке прогнозов и предупреждений радиоактивного загрязнения контролируемых объектов.

Руководство разработано в соответствии с поручением Совета Министров СССР от 16 июня 1988 г. № ПП-12202. В нем рассмотрены основные принципы построения системы контроля за состоянием природной среды в районах расположения АЭС, вопросы организации контроля при выборе строительной площадки для проектирования АЭС, при ее строительстве и нормальном режиме эксплуатации, при радиационных авариях на АЭС, а также при снятии АЭС с эксплуатации. Так как радиоактивные продукты могут распространяться на большие расстояния, рассматриваются вопросы методики контроля и расчета радиационной обстановки не только в локальном, но и в региональном масштабе.

Отдельные разделы составлены таким образом, чтобы значительная их часть могла использоваться самостоятельно.

В настоящее время в СССР осуществляется переход на новую международную систему единиц СИ согласно ГОСТ 8.417-81 (СТ СЭВ 1052-78) «Единицы физических величин». Вместо старой единицы радиоактивности «кюри» (Ки) вводится новая единица «беккерель» (Бк), 1 Ки = 3,7·1010 Бк (расп/с). Вместо старой единицы поглощенной дозы ионизирующего излучения «рад» используется новая единица «грэй» (Гр), 1 рад = 10-2 Гр = 1 сГр (сантигрэй); вместо старой единицы эквивалентной дозы ионизирующего излучения — биологического эквивалента рада «бэр» используется новая единица «зиверт» (Зв), 1 бэр = 10-2 Зв = 1 сЗв (сантизиверт).

Предполагается постепенный отказ практического использования экспозиционной дозы гамма-излучения и мощности этой дозы, измерявшихся в «рентгенах» (Р) и в «рентгенах в час» (Р/ч), и переход к поглощенной или эквивалентной дозам, выраженным соответственно в грэях и зивертах. При распространении гамма-излучения в воздухе приблизительное соотношение между старой и новыми единицами в этом случае следующее:

1 Р = 0,80 сЗв = 0,87 сГр.

Поскольку действующие санитарные нормы радиационной безопасности и справочные пособия пока не переизданы в новой системе единиц, а приборные шкалы дозиметров отградуированы в старых единицах, в настоящем Руководстве изложение ведется либо в старых, либо одновременно в старых и новых единицах.

Руководство по организации контроля состояния природной среды в районе расположения АЭС подготовлено коллективом авторов.

Главы 1, 2, 4, 5, 7 написаны К.П. Махонько, глава 3 - Е.К. Гаргером, глава 6 - В.А. Дячуком, Б.С. Пристером, Н.И. Ромасем, В.И. Осадчим, глава 8 - Л.И. Пантелеевым, Е.В. Спириным, Н.И. Санжаровой, глава 9 - А.А. Емельяновым, К.П. Махонько, Н.А. Корнейчуком, отдельные разделы глав написаны А.Н. Силантьевым (4.4), С.М. Вакуловским (4.5), В.П. Мартыненко, А.Т. Корсаковым, С.М. Вакуловским (4.6), К.П. Махонько (3.5); при составлении текста глав использованы материалы, подготовленные Д.Ф. Рау, Л.П. Хамьяновым (ВНИИАЭС), М.И. Грачевым, Т.И. Гимадовой, Е.В. Девятайкиным, Ю.А. Жаковым, А.С. Зыковой, И.Б. Кеирим-Маркусом, В.А. Книжниковым, Ю.Д. Корсаковым, О.А. Павловским, Б.П. Рублевским (ИБФ), Л.И. Анисимовой, Н.Е. Артемовой, М.С. Беспаловым, С.А. Бурцевым, И.К. Дибобесом, Г.С. Кирдиным (ИПГ), В.П. Гавриловым, Р.Г. Головко, Г.П. Жуковым, К.П. Махонько, А.В. Найденовым, Н.А. Самарской, В.П. Сныковым, О.И. Шубенковой (ИЭМ НПО «Тайфун»), А.В. Кузнецовым, П.М. Орловым (ЦИНАО).

Общая редакция текста выполнена К.П. Махонько.

1. ОБЩАЯ КОНЦЕПЦИЯ КОНТРОЛЯ ЗА СОСТОЯНИЕМ ПРИРОДНОЙ СРЕДЫ В РАЙОНАХ РАСПОЛОЖЕНИЯ АЭС

1.1. ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ КОНТРОЛЯ

Система контроля за состоянием окружающей природной среды в районе расположения атомной электростанции создается с целью надзора за безопасностью работы АЭС. Она должна обеспечивать охрану здоровья окрестного населения и выполнение требований природоохранного законодательства в периоды строительства, эксплуатации и снятия с эксплуатации АЭС как в нормальном, так и в аварийном режимах, т.е. обеспечивать сохранение экологически допустимых уровней загрязнения, гарантирующих безопасность населения, окружающей среды и устойчивость функционирования народного хозяйства.

Основное назначение системы контроля — достоверное и оперативное обнаружение и оценка радиационной обстановки в районе АЭС с одновременным обеспечением принятия решений по локализации этих загрязнений и полному или максимально возможному снижению последствий радиационной обстановки для населения, окружающей среды и народного хозяйства.

На стадии выбора строительной площадки и проектирования АЭС наблюдения за состоянием природной среды и сельскохозяйственных угодий проводятся с целью обеспечения исходными данными и информацией, необходимыми для разработки проекта, а также с целью получения «фоновых» данных о состоянии объектов природной среды и сельскохозяйственных угодий как основы для последующих оценок влияния действующей АЭС на окружающую среду.

На стадии эксплуатации или вывода АЭС из эксплуатации в результате выработки ресурса целью контроля является получение сведений о загрязнении природной среды всеми видами примесей, выбрасываемых в атмосферу и водоем, для анализа фактического состояния обстановки и прогноза ее изменения при различных режимах эксплуатации АЭС. Объем данных должен быть достаточным для разработки рекомендаций по оптимизации взаимоотношений системы АЭС — окружающая среда с целью сохранить нормальные условия жизнеобитания и природную среду в районе расположения АЭС.

Основные задачи системы контроля за состоянием окружающей природной среды в районе расположения АЭС.

• Непрерывные систематические наблюдения за уровнем радиоактивного загрязнения объектов природной среды, причем чувствительность приборов должна позволять уверенно регистрировать глобальный радиоактивный фон.
• Обнаружение радиоактивного загрязнения местности и отдельных объектов наблюдения.
• Оценка уровней и масштабов радиоактивного загрязнения объектов наблюдения, определение изотопного состава загрязнения.
• Контроль за динамикой уровней радиоактивного загрязнения объектов наблюдения от АЭС.
• Оценка радиационной опасности, возникшей в результате радиоактивного загрязнения, и последствий этого загрязнения. Выявление приоритетности изотопов в составе загрязнения различных объектов природной среды с точки зрения их опасности.
• Прогноз изменений радиационной обстановки и последствий радиоактивного загрязнения.
• Сбор, обобщение и передача заинтересованным органам и ведомствам информации о радиационной обстановке и состоянии окружающей среды в районе расположения АЭС и о прогнозе ее изменения.

Для отдельных ведомств, принимающих участие в контроле за изменением состояния окружающей среды в результате воздействия АЭС, эти задачи должны быть уточнены и дополнены.

Служба радиационного контроля АЭС, в частности, должна организовать непрерывное наблюдение за мощностью радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферу и жидких сбросов в окружающую среду, обеспечить каналы связи для оперативной передачи этой информации заинтересованным организациям.

Госкомгидромет СССР должен обеспечить оперативное обнаружение радиоактивного загрязнения объектов природной среды на территории страны от отечественных и зарубежных АЭС и контроль за трансграничным переносом радиоактивных продуктов, обеспечить гидрометеорологической информацией и прогнозом заинтересованные организации.

Минздрав СССР должен обеспечить контроль за содержанием радионуклидов в пищевых продуктах и дозами облучения населения.

Комиссия по качеству и заготовкам сельхозпродукции при Совете Министров СССР должна обеспечить контроль за радиоактивным загрязнением сельскохозяйственных угодий и содержанием радионуклидов в продуктах животноводства и растениеводства.

Конкретные программы радиационного контроля разрабатываются каждым ведомством самостоятельно с учетом местных особенностей для каждой АЭС в отдельности.

Общими для всех ведомств, принимающих участие в контроле за состоянием природной среды в районе расположения АЭС, являются следующие задачи.

• Разработка рекомендаций для директивных органов по проведению народнохозяйственных мероприятий при опасной радиационной обстановке.
• Оценка эффективности принятых защитных мер в случае радиационной аварии и создание основы для уточнения этих защитных мер при необходимости, определение радиационной нагрузки на население и экосистемы.
• Создание банка данных на базе ЭВМ с результатами контроля в качестве основы для оценки воздействия АЭС на состояние окружающей среды.
• Организация взаимодействия ведомственных служб радиационного контроля.
• Унификация методик радиационного контроля объектов, наблюдаемых разными ведомствами.

1.2. ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ПОСТРОЕНИЯ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ

При создании системы контроля за изменением состояния окружающей среды в результате воздействия атомной электростанции необходимо исходить из целей и задач контроля, перечисленных выше. Кроме того, необходимо учитывать не только радиационное воздействие АЭС на окружающую среду, но и многочисленные нерадиационные (химические) факторы, которые способны оказывать совокупное с радиационным влияние на окружающую среду.

Общая концепция организации контроля за состоянием природной среды в районах расположения АЭС должна исходить из принципа высокой надежности и устойчивости системы контроля, способной функционировать как при нормальной работе АЭС, так и в экстремальных ситуациях, связанных, например, с возможной аварией, включая разрушение АЭС.

Отсюда вытекает прежде всего требование большого «запаса прочности» системы контроля, которое может быть обеспечено многократным дублированием. Однако простое увеличение числа пунктов контроля и усиление их оснащенности вряд ли можно признать достаточным и целесообразным не только по причинам экономического характера, но и в силу явной односторонности попытки такого решения проблемы.

Основу радиационного контроля в окрестностях АЭС должен составлять комбинированный подход: соединение результатов расчетных методов определения радиоактивного загрязнения местности по результатам измерений параметров радиоактивных выбросов в атмосферу и радиоактивных сбросов в окружающую среду с данными непосредственных измерений на местности.

Таким образом, в системе контроля должна использоваться прежде всего разветвленная сеть датчиков радиоактивного загрязнения, расположенных во всех пунктах технологической схемы АЭС, откуда возможно поступление радиоизотопов в окружающую среду. Поскольку трудно заранее предусмотреть все возможные случаи неконтролируемых протечек и газоаэрозольных выбросов радиоактивных веществ, а также их миграцию из мест захоронения отходов, упомянутая сеть точек контроля должна быть для надежности дополнена своего рода «забором» из датчиков вокруг АЭС. Иными словами, дополнительные пункты контроля должны опоясывать территорию, на которой расположены объекты технологической схемы АЭС, могущие в принципе представлять радиационную опасность при аварийных ситуациях.

Сигналы со всех этих датчиков должны поступать непосредственно в ЭВМ. Расчет радиационной обстановки на местности должен производиться оперативно на ЭВМ по заранее введенной программе с использованием данных наблюдений за метеопараметрами, т.е. сигналы с метеодатчиков тоже должны непосредственно поступать на ЭВМ.

Результаты расчетов радиационной обстановки должны сравниваться и подкрепляться данными непосредственных наблюдений в ограниченном числе пунктов местности. Наблюдения на местности за мощностью дозы гамма-излучения в ближайших окрестностях АЭС должны производиться дистанционными методами с помощью автоматической системы контроля радиационной обстановки, имеющей выход на ту же ЭВМ. Наблюдения за другими параметрами радиоактивного загрязнения окружающей среды, а также на больших расстояниях от АЭС должны производиться путем регулярного отбора проб в ограниченном числе пунктов для анализа в лаборатории при нормальной работе АЭС, а по сигналу ЭВМ о нарушении нормального режима работы АЭС — по специальной инструкции, которая должна предусматривать возможность немедленного отбора проб и проведения гамма-съемки на участке местности, указанном ЭВМ.

Периодически, при нормальной работе АЭС — раз в несколько лет, следует предусматривать проведение сплошной вертолетной гамма-съемки окрестностей АЭС для выявления возможных очагов радиоактивности, не зарегистрированных методами дискретного радиационного контроля.

Хорошо известно, что при нормальной работе АЭС и строгом соблюдении технологической дисциплины в окружающую среду практически не должны поступать радиоактивные загрязняющие вещества. Тем не менее теоретически возможность аварийной ситуации, хоть и с малой степенью вероятности, всегда существует. Периодически наблюдаются и неконтролируемые протечки, и повышенные выбросы радиоактивных веществ в атмосферу. Поэтому система радиационного контроля должна все время поддерживаться в рабочем состоянии, а для этого она должна ежедневно функционировать, независимо от уровня радиоактивного загрязнения окружающей среды.

В общем случае радиационный контроль должен дополняться контролем за изменением экологической нагрузки на население прилегающего района и на экосистемы, а также контролем за последствиями изменений этой нагрузки. При этом должны учитываться тепловые сбросы АЭС и влияние соседних предприятий, химическое загрязнение природной среды, изменения гидрологического режима и других условий в связи со строительством и эксплуатацией АЭС, синергические эффекты, вызванные одновременным воздействием радиационных и других физико-химических факторов на население и на биоту.

При организации радиационного контроля следует иметь в виду, что при крупной аварии в принципе возможен вынос радиоактивных продуктов далеко за пределы окрестностей АЭС, распространение их в масштабах региона и даже трансграничный перенос на территорию соседних государств.

Система контроля должна предусматривать такую возможность. В частности, в программах расчета радиационной обстановки на ЭВМ должны использоваться математические модели не только локального, но и регионального масштабов с использованием данных прогноза погоды на территории региона. Результаты расчетов должны опираться на данные непосредственных наблюдений за радиационной обстановкой на стационарной сети пунктов наблюдения на территории страны и за рубежом.

Возможность обмена информацией между государствами о наблюдаемой радиационной обстановке предусмотрена в Международной конвенции о раннем оповещении о ядерных авариях.

Таким образом, система контроля разделяется на локальную и региональную подсистемы. Локальный контроль включает в себя сеть пунктов для контроля за мощностью источников на территории АЭС, сеть пунктов наблюдения на местности за радиационной обстановкой в окрестностях АЭС и мини-ЭВМ для первичной оценки радиационной обстановки в окрестностях АЭС по простой математической модели и данным местных метеонаблюдений. Региональный контроль включает в себя сеть пунктов наблюдения за радиационной обстановкой по всему региону и на всех АЭС региона, а также систему сбора метеоданных для детальных расчетов радиационной обстановки и ее прогноза в регионе и за его пределами с использованием более мощных ЭВМ.

Атомная электростанция должна осуществлять радиационный контроль на территории своей промплощадки, в санитарно-защитной зоне и в отдельных пунктах зоны наблюдения.

Для повышения надежности ведомственные системы контроля должны частично взаимно перекрываться. В частности, за пределами промплощадки АЭС радиационный контроль на местности должен осуществляться разными ведомствами с регулярным сравнением результатов наблюдений и взаимным обменом информацией. При нормальной работе АЭС обмен информацией между службами контроля разных ведомств должен происходить не реже одного раза в год. При обнаружении неконтролируемых выбросов АЭС обмен должен происходить оперативно по заранее отработанным каналам связи.

В аварийных ситуациях данных о радиационной обстановке, получаемых от стационарной сети пунктов наблюдения на местности, работающих в обычном режиме, может оказаться недостаточно. Поэтому сеть пунктов контроля при радиационной аварии должна быть переведена на работу в аварийном режиме с уменьшением промежутков времени между сроками наблюдений. Поскольку в случае аварии информации, которую может дать даже достаточно густая сеть стационарных пунктов наблюдений, будет явно не хватать для подробного освещения радиационной обстановки на местности, должна быть оперативно проведена маршрутная радиационная съемка загрязненных районов с помощью транспортных средств, оснащенных соответствующей аппаратурой. Для этого заранее должны быть организованы и оснащены оперативные группы контроля АЭС.

Поскольку масштаб аварий может быть различным, целесообразно создать оперативные группы контроля АЭС двух типов: центральную и местные.

Местная оперативная группа оснащается наземными транспортными средствами, радиометрами и средствами отбора проб объектов природной среды на местности. Радиометрический и изотопный анализ отобранных проб выполняется в местной радиометрической лаборатории. Поскольку при радиационной аварии объем работы лаборатории сильно возрастает, необходимо иметь как минимум вторую, подвижную лабораторию (в автофургоне), которая при попадании основной лаборатории в загрязненную зону может быть передвинута к границе этой зоны.

При нормальной работе АЭС местная оперативная группа должна осуществлять проверку возможного радиоактивного загрязнения местности по сигналам ЭВМ, а при их отсутствии — периодически (один раз в месяц или квартал) проводить маршрутную гамма-съемку местности вдоль дорог в окрестностях АЭС с отбором проб на анализ.

Центральная оперативная группа контроля АЭС оснащается наземными и авиационными транспортными средствами, включая вертолеты и самолеты, оборудованные радиометрической и гамма-спектрометрической аппаратурой для дистанционной маршрутной съемки загрязненной местности. Доставка групп, отбирающих на местности пробы для изотопного анализа, в районы, малодоступные для наземного транспорта, производится вертолетами.

Центральная оперативная группа вызывается в район АЭС во всех случаях, когда требуется проверить наличие радиоактивного загрязнения местности в объеме, с которым не может справиться местная оперативная группа, а также в случае радиационных аварий. Центральная оперативная группа состоит из наземного и летного отрядов, штата консультантов из числа ведущих специалистов, привлекаемых для оказания компетентной помощи на месте аварии.

Возможно использование центральной оперативной группы и штата консультантов для оказания международной помощи при радиационных авариях за рубежом.

При нормальной работе АЭС центральная оперативная группа должна осуществлять периодический контроль за радиационной обстановкой в окрестностях АЭС и на территории страны с таким расчетом, чтобы каждая АЭС подвергалась проверке не реже одного раза в пять лет. С этой целью периодически должна проводиться вертолетная гамма-спектрометрическая съемка местности в районах расположения АЭС.

Вся информация от местных и центральной оперативных групп контроля АЭС и результаты наблюдений в стационарных пунктах контроля должны поступать в единый информационный центр с приданными ему вычислительными средствами, в котором полученные данные проверяются, анализируются, обобщаются и на их основе строится прогноз дальнейшего развития радиационной обстановки в зоне, загрязненной при аварии, а при необходимости — также и на территории региона, страны и сопредельных государств.

Управление центральной и местными оперативными группами контроля производится через местные учреждения, возглавляющие их работу.

Вся система контроля за состоянием природной среды в районе расположения АЭС должна быть в своей основе пригодна для использования на различных этапах существования АЭС: при ее нормальной работе, при ремонте, при выводе АЭС из эксплуатации в связи с реконструкцией, демонтажем или консервацией реакторов, а также при возможной радиационной аварии, включая разрушение АЭС. При этом конкретная программа должна меняться применительно к местным условиям и особенностям рассматриваемого этапа с тем, чтобы получить возможно более полную картину складывающейся радиационной обстановки и обеспечить построение прогноза ее изменения.

Система радиационного контроля окружающей среды в районе расположения АЭС разрабатывается на стадии проекта АЭС и должна начать работать за год до физического пуска первого реактора. Системы радиационного контроля других ведомств, участвующих в контроле, разрабатываются каждым ведомством самостоятельно с учетом проекта АЭС с таким расчетом, чтобы начать работать тоже за год до физического пуска первого реактора АЭС.

2. ИСТОЧНИКИ ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ПРОДУКТОВ В ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ ОТ АЭС

В СССР на атомных электростанциях в основном применяются серийные гетерогенные реакторы, в которых теплоносителем служит вода, а замедлителем — вода или графит, — водо-водяные реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с мощностью единичного энергоблока 440 и 1000 МВт (эл.) и водо-графитовые канальные реакторы РБМК-1000 мощностью 1000 МВт (эл.). Кроме того, используются реакторы на быстрых нейтронах БН-600, а также АМБ-200, ЭПГ-6 и др.

В период эксплуатации АЭС в процессе работы реактора в ядерном топливе со временем накапливается большое количество радиоактивных продуктов деления, представляющих потенциальную опасность для персонала АЭС, жителей прилегающих населенных пунктов и окружающей среды. Например, суммарная активность продуктов деления урана-235 на конец 3-годичной работы реактора мощностью 1 ГВт (тепл.) составляет 4,4·109 Ки. Эта активность должна удерживаться внутри тепловыделяющих элементов (твэлов). Регламентом допускается эксплуатация реакторов типа ВВЭР при 1%-ной газовой негерметичности оболочек твэлов или при 0,1% от числа твэлов с частичной негерметичностью, когда возможен прямой контакт сердечника твэла с теплоносителем. Для реакторов типа РБМК эти коэффициенты на порядок меньше.

Очевидно, что в этих случаях часть продуктов может попадать в теплоноситель. При этом концентрация радиоактивных продуктов в теплоносителе не должна достигать контрольного уровня 0,1 Ки/л. Этому уровню для реактора типа ВВЭР-1000 соответствует суммарная активность теплоносителя в реакторе около 3·104 Ки.

При эксплуатации АЭС в нормальном режиме обеспечена локализация основного количества радиоактивных продуктов в реакторной установке и в системах спецводоочистки и спецгазоочистки. В частности, предусмотрена высокая герметичность парогенератора и трубопроводов первого контура реактора, вследствие чего радиоактивные продукты локализуются внутри него и концентрируются на ионообменных фильтрах при переработке теплоносителя. Далее пульпа, содержащая высокоактивную ионообменную смолу, сбрасывается в хранилище высокоактивных жидких отходов, выдерживается там в течение определенного времени для распада короткоживущих изотопов, переводится в твердое состояние и поступает на захоронение в хранилища твердых отходов (могильники).

Газоаэрозольные выбросы перед поступлением в атмосферу очищают от паров воды и водорода, на специальных фильтрах — от радиоактивных аэрозолей и на угольных фильтрах — от изотопов йода.

Устройства систем удаления и очистки отходов могут варьироваться для различных АЭС.

В результате нейтронной активации кроме продуктов деления образуется наведенная активность элементов конструкции реактора и теплоносителя, которая с течением времени может стать значительной. Таким образом, на АЭС имеется целый ряд узлов технологической схемы, в которых концентрируется большое количество радиоактивных продуктов. В случае разрушения этих узлов в результате аварии во внешнюю среду могут поступить радиоизотопы в количестве, определяемом как характером разрушения, так и длительностью работы АЭС, т.е. длительностью процесса накопления радиоактивных отходов на станции.

Аварии на АЭС, которые могут привести к поступлению радиоактивных веществ во внешнюю среду, называются радиационными авариями. По своим последствиям их условно можно разделить на следующие категории.

1. Локальная авария — нарушение в работе АЭС, при котором произошел выход радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные границы оборудования, технологических систем, зданий и сооружений, при этом количество выброшенных радиоактивных веществ превышает установленные для нормальной эксплуатации значения, однако загрязнение внешней среды не вышло за пределы промплощадки.

2. Местная авария — инцидент, при котором произошел выход радиоактивных продуктов за пределы промплощадки, но загрязнение внешней среды не вышло за пределы санитарно-защитной зоны.

3. Средняя авария — радиоактивное загрязнение вышло за пределы санитарно-защитной зоны, но локализовалось в пределах близлежащего города, района, области или в радиусе до 100 км.

4. Крупная авария — радиоактивное загрязнение вышло за пределы 100-километровой зоны и захватило несколько областей или республик или же захватило один или несколько городов с общим населением более 1 млн. человек при уровне суммарного облучения годовой дозой более 3 бэр (3 сЗв).

Наиболее тяжелыми являются аварии, приводящие к расплавлению ядерного топлива. Например, при разрыве основного трубопровода первого контура реактора ВВЭР-1000 в случае отказа систем аварийного расхолаживания и спринклерной системы локализации в результате потери теплоносителя произойдет расплавление активной зоны реактора. При полном расплавлении топлива с испарением 10% его массы произойдет выброс в окружающую среду 8·108 Ки и разрушение защитной оболочки реактора.

При аварии реактора во внешнюю среду поступают радиоактивные продукты, накопившиеся в активной зоне, и ядерное топливо. Для примера ниже приведено количество основных изотопов, выброшенных в атмосферу при аварии реактора РБМК на Чернобыльской АЭС с 26 апреля 1986 г. по 6 мая, когда реактор был окончательно засыпан инертным материалом и выбросы его практически прекратились:

При реальной эксплуатации АЭС в безаварийном режиме всегда существуют неплотности и дефекты в системе трубопроводов, в результате чего возникают протечки теплоносителя как во второй контур ВВЭР, так и во внешнюю среду. Так, допустимые протечки теплоносителя первого контура ВВЭР-440 составляют примерно 240 кг/ч, а фактически обычно находятся в пределах 5 — 50 кг/ч. При испарении теплоносителя в помещения АЭС поступают газообразные и аэрозольные радиоактивные продукты. При ремонтных работах, особенно сопровождающихся вскрытием первого контура, также происходит загрязнение воздуха, а кроме того, поверхностное загрязнение помещений и оборудования. Дезактивация загрязненных поверхностей приводит к образованию жидких или аэрозольных радиоактивных отходов.

Загрязненный воздух из помещений через систему вентиляции выбрасывается в окружающую среду, а жидкие отходы собираются и подвергаются концентрированию.

Газоаэрозольные выбросы АЭС в атмосферу производятся в основном после очистки через высокую трубу вентиляционного центра, способствующую лучшему рассеиванию радиоактивных продуктов в воздухе и уменьшению их концентрации в приземной атмосфере. Выбросы состоят главным образом из инертных радиоактивных газов, а также содержат незначительное количество продуктов деления ядерного топлива, концентрация которых за пределами санитарно-защитной зоны обычно ниже глобального фонового уровня, обусловленного испытаниями ядерного оружия. В выбросах старых АЭС возможно присутствие продукта наведенной активности кобальта-60 вследствие коррозии металла в конструкциях реакторов.

Годовая сумма активностей выброса инертных газов от АЭС с реакторами типа ВВЭР составляют обычно 3 — 6 МКи/(МВт·год), а от АЭС с реакторами типа РБМК 30 — 300 МКи/(МВт·год).

По изотопному составу радиоактивные отходы ядерных реакторов представляют собой смесь различных радионуклидов, как продуктов деления, так и образующихся в результате активации нейтронными потоками.

При делении любого типа ядерного горючего образуется около 200 различных радионуклидов. Большой выход при делении имеют радиоизотопы инертных газов криптона и ксенона, а среди радионуклидов, представляющих опасность внутреннего облучения человека — изотопы йода, цезия, стронция, циркония, бария, рутения. При надлежащей герметичности оболочек твэлов образующиеся в них осколочные продукты удерживаются в топливе. Однако даже при незначительных дефектах оболочек продукты деления (в первую очередь газообразные и летучие изотопы криптона, ксенона и йода) проникают в теплоноситель или в графитовую кладку реактора и далее в вентиляционные и канализационные системы. Источником загрязнения теплоносителя являются оболочки твэлов и остаточное загрязнение поверхностей твэлов делящимся веществом, возникающее при изготовлении тепловыделяющих элементов.

Наведенная активность образуется в тех местах реактора, в которых имеются потоки нейтронов, исходящие из активной зоны: в теплоносителе и воздушных пространствах, деталях первого контура и корпуса реактора. Среди продуктов активации в водо-водяных и водо-графитовых реакторах наибольшее значение имеют радионуклиды, образующиеся в теплоносителе. Наведенная активность воды первого контура при работе реактора обусловлена активацией растворенных в воде веществ и продуктов коррозии, это цезий-134, марганец-54, кобальт-58, -60, железо-59, цинк-65 и другие. Из продуктов активации газов наибольшее значение имеет аргон-41.

Газоаэрозольные отходы формируются при вентиляции монтажных пространств, помещений насосов первого контура, емкостей, содержащих жидкие отходы, и других помещений, в которых могут быть радиоактивные вещества, а также за счет выбросов из эжекторов турбин. При этом в воздух поступают в основном газообразные и летучие радиоизотопы и в меньшей степени — нелетучие вещества в виде аэрозолей.

Основными по активности составляющими воздушного выброса ядерных реакторов, как уже отмечалось, являются радиоизотопы инертных газов — аргон-41 — и осколочные изотопы криптона и ксенона, основными из которых являются ксенон-133 и криптон-85. В газообразной фазе выброса присутствуют также тритий и углерод-14. Радиоизотопы йода (в основном йод-131) присутствуют в воздушном выбросе как в виде аэрозоля, так и в газообразной фазе, причем активность газообразной фазы радиойода может в десятки раз превышать его активность в аэрозоле.

Основная доля активности аэрозолей, поступающих в атмосферу, приходится на короткоживущие продукты распада криптона и ксенона: рубидий-88 (T1/2 = 18 мин) и цезий-138 (T1/2 = 33 мин). Из долгоживущих продуктов наведенной активности основными являются кобальт-60, марганец-54, натрий-24, медь-64, хром-51 и др.

Из продуктов деления в аэрозольной фазе выброса наиболее вероятно присутствие йода-131, цезия-137, церия-144. Количество цезия-137 и стронция-89, -90 в выбросах мало, однако вследствие их биологической опасности за поступлением этих нуклидов во внешнюю среду должен быть установлен постоянный контроль.

В жидкие сбросы АЭС радиоактивные продукты могут попасть при наличии протечек с водой, охлаждающей конденсаторы турбин, а также с водой промконтура и в виде сбросов малоактивных дебалансных вод, прошедших глубокую очистку от радиоактивного загрязнения.

Наибольший вклад в загрязнение водоемов-охладителей вносит тритий. На АЭС с реакторами типа ВВЭР его годовые сбросы с жидкими стоками составляют приблизительно 2 Ки/(МВт·год), а на АЭС с реакторами типа РБМК — около 0,1 Ки/(МВт·год). Кроме того, в водоемы поступает незначительное количество цезия-134, -137, кобальта-58, -60, хрома-51, цинка-65, а также марганца-54, железа-59 и йода-131.

Количество изотопов стронция-89, -90 в жидких сбросах очень мало, после трития основная часть активности сбросов определяется изотопами цезия-134, -137, в меньшей мере йодом-131 и кобальтом-58, -60.

Возможным источником поступления изотопов в окружающую среду являются хранилища жидких радиоактивных отходов, преобладающая доля активности которых приходится на долгоживущий цезий-137 (до 95%). При длительном хранении жидких отходов возможна разгерметизация емкостей-хранилищ, что может привести к попаданию радиоактивных продуктов в грунтовые воды.

Твердыми радиоактивными отходами могут быть различного рода материалы из активной зоны реакторов, первого контура, демонтированное оборудование и коммуникации контуров с активной средой, отработанные фильтры очистных установок, загрязненные инструменты, приборы, обтирочный материал, спецодежда, средства индивидуальной защиты и другие предметы. Твердые отходы направляются на захоронение в специально оборудованные хранилища.

С течением времени возможны нарушения гидроизоляции хранилищ твердых отходов. Кроме того, накапливаются дефекты в оборудовании и конструкционных материалах реактора в процессе его эксплуатации, наведенная активность и продукты деления тоже накапливаются до опасных размеров. Поэтому встает вопрос о снятии с эксплуатации энергоблоков АЭС, выработавших свой ресурс. Первый международный симпозиум, посвященный вопросам снятия ядерных установок с эксплуатации, состоялся в Вене в 1978 г. Тем не менее накопленный мировой практикой опыт демонтажа или консервации энергетических реакторов в связи с выработкой их ресурса до сих пор пока явно недостаточен.

Поскольку АЭС, выработавшая свой ресурс, является хранилищем высокоактивных отходов, ее демонтаж сопряжен с известными трудностями, а консервация энергоблоков должна быть рассчитана с очень большим запасом надежности, обеспечивающей изоляцию радиоактивных веществ от внешней среды в течение сотен лет.

Таким образом, радиационная опасность АЭС для окружающей среды различна на разных стадиях ее существования и увеличивается с возрастом станции.

При нормальной работе АЭС радиационную обстановку в районе размещения станции в основном определяют газоаэрозольные выбросы в атмосферу.

3. МЕТЕОРОЛОГИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАБОТ И РАСЧЕТ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ

A, B, C, D, E, F — классы устойчивости по классификации Пасквилла — Гиффорда;

A1 — безразмерный параметр, входящий в формулу подъема струи или облака и зависящий от класса устойчивости;

aH, ay, \alpha_{z} — параметры, используемые при расчете вертикальных дисперсий для классов устойчивости D, B, E; aH = 1,1; \alpha_{z} = 0,36 ;

a, p; b, q; Py, qy; Pz, qz — коэффициенты и показатели степенных зависимостей от расстояния до источника поперечного и вертикального стандартных отклонений, зависящие от устойчивости атмосферы и типа подстилающей поверхности;

a₁, a₂, b1, b2, c1, c2, c3, d1, d2 — параметры, используемые в формулах для расчета \sigma_{z} ;

\alpha_{0} = 67,8 - 6,2lgRo,\text{град} ;

a_{xH_{m}} , a_{yH_{m}} — продольный и поперечный градиенты скорости ветра, осредненные по высоте слоя перемешивания, с-1;

bz, hz — ширина и высота здания соответственно, м;

\beta — скорость изменения направления ветра с высотой, град/м;

\beta_{0} — параметр вымывания примеси осадками из атмосферы, ч/(мм·с);

q(x, y, z, t) — концентрация примеси, Ки/м3 (Бк/м3);

q(x, y, 0) — концентрация примеси у поверхности Земли, Ки/м3 (Бк/м3);

qA(ti) — концентрация материнского (i = 1) и дочернего (i = 2) радионуклидов, Ки/м3 (Бк/м3);

qt — интеграл по времени от q(t) в точке (x, y, z), Ки·с/м3 (Бк·с/м3);

c = 0,185; cz = 3,8; c1 = 1,19; c' = 0,6; c_{1}\prime = 1,1 ;

cp — удельная теплоемкость при постоянном давлении, Дж/(кг·°C);

D0 — диаметр устья источника, м;

D, L — поперечный и продольный размеры облака соответственно, м;

d0, l0 — начальные поперечный и продольный размеры облака, м;

\Delta T — разность температур облака и воздуха, °C;

\Delta\phi — угол поворота ветра, град;

\Delta h — высота подъема (теплового и динамического) струи, м;

\Delta r — интервал (шаг) разбиения спектра размеров аэрозольных частиц на фракции, м;

\Delta i_{\text{кр}} — интервал размывания резкой границы разделения спектра частиц на легкие и тяжелые фракции;

\epsilon — скорость диссипации турбулентной энергии, Дж/с;

\epsilon_{H} — скорость диссипации турбулентной энергии, осредненная по слою (0 — H), Дж/с;

\epsilon(H_{m}) — скорость диссипации турбулентной энергии на верхней границе слоя перемешивания, Дж/с;

\epsilon_{c} — значение скорости диссипации турбулентной энергии, осредненное по слою (H — Hm), Дж/с;

\epsilon_{H_{m}} — средняя скорость диссипации турбулентной энергии в слое (0 — Hm), Дж/с;

A(x, y) — плотность загрязнения поверхности при выпадении радионуклидов из атмосферы, Ки/м2 (Бк/м2);

f — параметр Кориолиса;

f(r) — функция распределения частиц примеси по размерам;

fR — поправка на обеднение облака за счет радиоактивного распада;

fF — поправка на обеднение облака за счет сухого осаждения радионуклидов;

fW — поправка на обеднение облака за счет вымывания радионуклидов осадками;

\phi — угол направления скорости ветра, град;

\phi_{0} — начальный угол положения облака примеси по отношению к среднему потоку, град;

(\phi,\lambda) — широта и долгота центра тяжести облака примеси в момент времени t, град;

(\phi_{0},\lambda_{0}) — широта и долгота центра тяжести облака примеси в начальный момент времени t0, град;

\Phi_{\alpha_{0}}(\mu_{0} - H_{m}) — функция, по которой рассчитывается угол поворота;

\Psi_{H_{m}} = \frac{\partial\phi_{H_{m}}}{\partial z} \overline{\text{и}} — градиент поперечного компонента скорости ветра в слое перемешивания, с-1;

\psi — угол между направлением ветра на высоте флюгера и на высоте источника, град;

\psi_{0} — направление ветра у земной поверхности, град;

g — ускорение свободного падения, м/с2;

\gamma_{H} — вертикальный градиент температуры в свободной атмосфере, °C/м;

H — высота источника примеси, м;

Hm — высота слоя перемешивания, м;

h — высота выброса, м;

hэф — эффективная высота выброса, м;

h0 — высота приземного слоя атмосферы, м;

hн, hд — высота ночного и дневного пограничного слоя соответственно, м;

I — интенсивность атмосферных осадков, мм/ч;

iкр — номер фракции, которая условно разделяет спектр частиц на легкие и тяжелые фракции;

\kappa — постоянная Кармана;

L — масштаб Монина — Обухова;

lx(ti), ly(ti) — продольный и поперечный размеры облака примеси в свободной атмосфере, м;

\lambda — постоянная радиоактивного распада, с-1;

\lambda_{1} , \Lambda_{1} , \lambda_{2} , \Lambda_{2} — постоянная радиоактивного распада и коэффициент вымывания для материнского и дочернего радионуклидов соответственно, с-1;

l0z, l0y, l0x — начальные вертикальный, поперечный и продольный размеры облака примеси, м;

m — показатель степени в аппроксимирующей формуле для вертикального профиля ветра;

N — число фракций, на которое разбивается непрерывный спектр рассматриваемых частиц примеси;

n — показатель степенной зависимости в отношении дисперсий материнского и дочернего радионуклидов;

\nu — число, определяющее разбиение частиц на тяжелые и легкие фракции. Для практических приложений рекомендуется брать \nu = 2 ;

\mu — динамический коэффициент вязкости;

\mu_{H_{m}} — параметр устойчивости на верхней границе слоя перемешивания;

\mu_{0 - H_{m}} — параметр устойчивости атмосферы в слое перемешивания, определяемый по параметру устойчивости \mu_{2 - H_{m}} ;

Q — мощность источника выброса, Ки/с (Бк/с);

Qh — тепловая мощность источника, кВт;

Q' — мощность мгновенного источника, Ки (Бк);

Qi — мощность источника примеси i-й фракции, Ки/с (Бк/с);

\overline{q}(x,y,z) — средняя концентрация примеси в облаке, Ки/м3 (Бк/м3);

\overline{q_{A}}(x,y,z) — средняя концентрация примеси в облаке с учетом обеднения, Ки/м3 (Бк/м3);

Aiл — плотность загрязнения подстилающей поверхности при выпадении из атмосферы легких частиц i-й фракции примеси, Ки/м2 (Бк/м2);

AiT — плотность загрязнения подстилающей поверхности i-й фракцией тяжелых частиц, Ки/м2 (Бк/м2);

P0 — приземный турбулентный поток тепла, кВт;

Ro — параметр Росби;

\rho — плотность воздуха, кг/м3;

\rho_{q} — плотность вещества аэрозоля, кг/м3;

rкр — критический радиус частиц аэрозоля, м;

ri — радиус частиц i-й фракции примеси, м;

rmin, rmax — минимальный и максимальный размеры частиц примеси, м;

\overline{r} — средний размер частиц в спектре, м;

S_{x}^{2} , S_{y}^{2} — относительные дисперсии координат частиц облака примеси в свободной атмосфере, м2;

\sum_{x}^{2} {}_{i}(t_{1i}) , \sum^{2} {}_{y_{i}}(t_{1i}) — продольная и поперечная дисперсии облака примеси i-й фракции в момент вхождения в слой перемешивания, м2;

, - поперечная и вертикальная дисперсии с учетом аэродинамической тени здания, м2;

\sigma_{z}^{2} , \sigma_{x}^{2} , \sigma_{y}^{2} — вертикальная, продольная и поперечная дисперсии облака примеси, м2;

\sigma_{x_{i}}^{2}(t) , \sigma_{y_{i}}^{2}(t) , \sigma_{z_{i}}^{2}(t) — продольная, поперечная и вертикальная дисперсии облака примеси i-й фракции, м2;

\overline{\sigma_{uc}^{2}} , \overline{\sigma_{vc}^{2}} — продольная и поперечная составляющие турбулентной скорости ветра, осредненные по вертикали в слое (H — Hm) свободной атмосферы, м2/с2;

\sigma_{r}^{2} — дисперсия нормального распределения частиц примеси по размерам, м2;

\overline{\sigma_{uH_{m}}^{2}} , \overline{\sigma_{vH_{m}}^{2}} — продольная и поперечная составляющие турбулентной скорости ветра, осредненные по слою перемешивания, м2/с2;

\sigma_{w}^{2} , \sigma_{u}^{2} , \sigma_{v}^{2} — вертикальная, продольная и поперечная составляющие турбулентной энергии, м2/с2;

T — продолжительность выброса, с;

Ta — абсолютная температура воздуха на уровне выброса, К;

T1 — период вращения облака примеси (время установления по потоку), с;

t1, t2 — время диффузии материнского и дочернего радионуклидов соответственно, с;

t0 — момент начала выброса, с;

\eta_{x} , \eta_{y} , \eta_{z} — безразмерные времена диффузии, отнесенные к соответствующим лагранжевым \text{временны}´\text{м} масштабам;

\eta_{i} — время диффузии частиц i-й фракции примеси, с;

\theta_{2,0} , \theta_{0,5} — температура воздуха на высоте 2 и 0,5 м от поверхности Земли, °C;

\theta_{H_{m}} — температура воздуха на верхней границе слоя перемешивания, °C;

\tau_{ix} , \tau_{iy} , \tau_{iz} — продольный, поперечный и вертикальный лагранжевы \text{временны}´\text{е} масштабы, с;

\tau_{xH_{m}} , \tau_{yH_{m}} — осредненные лагранжевы \text{временны}´\text{е} горизонтальные масштабы в слое перемешивания, с;

\tau_{xc} , \tau_{yc} — горизонтальные лагранжевы \text{временны}´\text{е} масштабы в свободной атмосфере, с;

uh — скорость ветра на высоте выброса, м/с;

u* — динамическая скорость трения, м/с;

u0 — скорость ветра на высоте флюгера, м/с;

\overline{u} — средняя скорость ветра, осредненная по слою перемешивания, м/с;

uф, vф — горизонтальные компоненты скорости ветра на высоте флюгера, м/с;

\overline{u_{\text{в}}} , \overline{v_{\text{в}}} — средневзвешенные продольный и поперечный компоненты скорости ветра за период времени, прошедший от момента образования облака примеси до момента прохождения слоя (H — Hm), м/с;

\overline{u_{\text{к}}} , \overline{v_{\text{к}}} — средние компоненты скорости ветра соответствующего периода наблюдения, м/с;

vs — скорость выхода газов из устья источника, м/с;

vg — скорость оседания примеси из атмосферы, м/с;

vd — скорость турбулентного оседания примеси в сухую погоду, м/с;

vge — модуль скорости геострофического ветра, м/с;

vв, vн — скорость ветра на верхней и нижней изобарической поверхности, м/с;

w* — масштаб конвективной скорости;

wi — скорость гравитационного оседания частиц i-й фракции, м/с;

wmin, wmax, wкр — скорости гравитационного оседания частиц с размерами r, м/с;

x0i, x1i, x2i, x3i — точки касания земной поверхности соответственно дальнего нижнего края, переднего нижнего края, заднего верхнего края и переднего верхнего края облака i-й фракции примеси, м;

zн, zв — нижняя и верхняя границы облака или струи соответственно, м;

z0 — параметр шероховатости, м;

zф — высота флюгера, м.

3.1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

В процессе нормальной эксплуатации АЭС при планируемых повышенных выбросах радиоактивных продуктов в атмосферу в связи с технологическими сдувками при ремонтных работах на реакторе или по какой-либо иной причине для сведения возможных вредных последствий такого выброса до минимума целесообразно планировать его время, продолжительность и мощность с учетом существующих метеорологических условий, которые влияют на направление ветрового переноса и степень рассеяния радиоактивной примеси в атмосфере. Для этого необходимо иметь прогноз радиационных последствий выброса при метеорологических условиях на момент выброса. Такой прогноз может даваться в виде результатов приблизительных оценок, либо в виде расчетов изолиний радиационной обстановки на карте местности, выполняемых оперативно на ЭВМ. В любом случае такой прогноз опирается на краткосрочный прогноз погоды.

В настоящее время в СССР успешно внедряется оперативный прогноз неблагоприятных метеорологических условий, способствующих накоплению в приземном слое атмосферы выбрасываемых в воздух загрязняющих примесей. Такой прогноз выдается Гидрометцентром СССР или местными бюро погоды с заблаговременностью 12, 24 и 36 ч; в ряде районов страны уже накоплен положительный опыт его использования для регулирования выбросов в атмосферу.

Если для метеорологического обеспечения планируемых радиоактивных выбросов в атмосферу необходим прогноз погоды, который может быть сделан только на основании данных целой сети метеостанций, то для метеорологического обеспечения случайных выбросов нормально работающей АЭС необходима оперативная информация с метеостанции, расположенной непосредственно на территории АЭС или достаточно близко от нее, чтобы полученные метеоданные можно было без большой ошибки экстраполировать на район распространения продуктов выброса.

Поскольку оценка радиационных последствий выброса на местности требует определенного времени, в случае аварийного выброса для быстрого ориентирования в обстановке большое значение приобретают результаты прогноза расположения загрязненной зоны в окрестностях АЭС, который составляется на основе метеорологических данных наблюдений за последний час, а при изменчивой погоде — за последние 10 мин.

При крупной аварии, носящей характер взрыва, при котором радиоактивные продукты поднимаются на большую высоту, для прогноза используются данные о средней скорости и направлении в различных слоях атмосферы в зависимости от мощности взрыва. При авариях, не вызвавших подъема радиоактивных продуктов на большую высоту, для прогноза используются данные приземных наблюдений на местной метеостанции. Программа метеонаблюдений на такой станции должна предусматривать возможность использования данных наблюдений за последний час (последние 10 мин) для оперативного расчета конфигурации радиоактивной зоны на местности. Для этого на АЭС заранее отрабатываются программа расчета радиоактивной зоны на ЭВМ и дублирующая ее схема упрощенного расчета вручную.

Для определения района действия групп внешней дозиметрии в случае аварии достаточно информации о направлении и скорости ветра в момент аварийного выброса. Для расчета расположения радиоактивной зоны на местности кроме данных о скорости и направлении ветра необходимы данные об атмосферной стратификации и интенсивности турбулентного обмена в атмосфере, свойствах подстилающей поверхности и ряд других.

Если АЭС расположена на равнинной местности с однородным ландшафтом, указанные метеорологические параметры могут быть приблизительно оценены по данным метеонаблюдений по стандартной программе.

Однако в аварийной ситуации при оценке радиационной обстановки в окрестностях АЭС по выбросу изотопов в атмосферу и данным метеонаблюдений важное значение приобретает метод получения и обработки информации. Форма регистрации данных наблюдений и способ хранения информации должны обеспечивать возможность проведения расчетов радиационной обстановки в считанные минуты. Наиболее удобным для этой цели является соединение метеодатчиков непосредственно с ЭВМ, которая производит расчеты по соответствующей программе.

Если АЭС расположена в неоднородных ландшафтных условиях, например в горах, где возникают местные орографические ветры, вблизи морского побережья в зоне бризовой атмосферной циркуляции или в условиях, где возможны эффекты накапливания радиоактивных выбросов у поверхности Земли в результате трансформации воздушных масс зимой, когда холодный воздух с моря надвигается на более теплую сушу (эффект «окуривания»), то данных метеонаблюдений по стандартной программе недостаточно для расчета радиоактивной зоны. Сам расчет сильно усложняется и может быть проведен только на ЭВМ с учетом особенностей рельефа данной конкретной местности. Программа расчета для ЭВМ составляется на основе предварительного изучения полей метеорологических элементов и параметров атмосферной диффузии и их зависимости от различных погодных условий.

Примерная программа таких исследований может быть следующая.

1. Отбор проб из газоаэрозольной струи на местности с помощью передвижных радиометрических лабораторий и на стационарных пунктах при одновременном измерении параметров распространения примеси в атмосфере посредством температурно-ветрового зондирования с помощью градиентной 30-метровой мачты и шаропилотных или радиозондовых наблюдений.

2. Моделирование распространения примеси в атмосфере от трубы АЭС путем запуска тетронов и с помощью дымовых шашек при одновременном измерении параметров распространения примеси в атмосфере.

3. Изучение повторяемости образования замкнутых ячеек атмосферной циркуляции и застойных явлений или эффектов «окуривания» в атмосфере в различные сезоны года в районе АЭС.

4. Изучение пространственных и \text{временны}´\text{х} масштабов, а также уровней накопления загрязняющих веществ в атмосфере при опасных метеорологических условиях в окрестностях АЭС.

При таком изучении основное внимание должно быть уделено типизации метеорологических ситуаций и выявлению условий, при которых радиоактивная зона захватывает территорию близлежащих населенных пунктов, народнохозяйственных и иных важных объектов.

Набор типичных метеорологических ситуаций должен быть заранее выявлен, а соответствующая информация должна храниться на долговременном носителе в форме, обеспечивающей быстрый доступ к ней. Пользование этой информацией должно быть организовано так, чтобы после получения данных метеонаблюдений, произведенных в момент аварийного выброса, можно было быстро сравнить эти данные с имеющимся набором типичных опасных метеорологических ситуаций и сделать заключение о том, захватывает ли радиоактивная зона населенные пункты и важные объекты или нет.

Таким образом, подход к метеорологическому обеспечению АЭС — потенциального источника радиоактивного загрязнения местности в случае аварии — является дифференцированным в зависимости от географического расположения АЭС и ее мощности, т.е. степени потенциальной опасности.

Ниже приводятся конкретные методы расчета рассеяния при нормальном режиме работы атомной электростанции. Рассчитывается поле концентраций радиоактивных продуктов в воздухе q(x, y, z, t) и поле плотности радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности A(x, y) — радиоактивный «след» на местности.

Поле гамма-излучения подстилающей поверхности в единицах мощности дозы и эквивалентные дозы облучения населения рассчитываются по значениям A(x, y) и q(x, y, z, t) методами, описанными в [2].

Расчетная схема. Основу предлагаемой расчетной схемы составляют три статистические модели: 1) эмпирическая модель локального масштаба (Пасквилла — Гиффорда); 2) мезомасштабная и 3) региональная лагранжевы модели, разработанные в Госкомгидромете СССР (ИЭМ).

Модель Пасквилла — Гиффорда широко применяется для оценки локальных эффектов в ближайшей к АЭС зоне радиусом 10 км, вызванных кратковременным выбросом радионуклидов в приземный слой атмосферы до высоты 150 м. Вторая модель позволяет рассчитывать перенос и рассеяние примеси до расстояний в несколько десятков километров (до 100 км) при выбросе от поверхности Земли до слоя перемешивания, высота которого может колебаться от 200 до 1500 м. Региональная модель может быть использована для оценки последствий аварийного выброса радиоактивных веществ выше слоя перемешивания (на высоте более 1500 м) и при распространении их до расстояния 1000 — 1500 км.

В качестве входной информации при расчетах используются данные стандартных синоптических и аэрологических измерений.

Первые две модели описывают рассеяние неоседающей примеси, третья, кроме того, учитывает гравитационное осаждение частиц грубодисперсного аэрозоля. Общим для всех моделей является способ определения эффективной высоты выброса, учет обеднения облака за счет радиоактивного распада, сухого осаждения и вымывания радионуклидов осадками.

Характеристики рассеяния. Перенос и рассеяние радиоактивных веществ в атмосфере определяются:

1. траекториями движения выбрасываемых АЭС радиоактивных веществ, которые характеризуют их перемещение в некоторые последующие моменты времени;

2. разовой концентрацией радиоактивных веществ в единице объема воздуха (средней за 20 мин);

3. интегральной концентрацией радиоактивных веществ в единице объема воздуха за период прохождения облака над рецептором или за период наблюдения;

4. плотностью выпадения радиоактивных веществ на поверхность почвы за период прохождения облака или за период наблюдения.

Общий порядок расчета концентрации и радиоактивного следа. В зависимости от высоты и предполагаемой мощности выброса выбирается одна из трех моделей расчета переноса и рассеяния радиоактивных веществ. Для этого необходимо осуществить следующие операции:

1. определить все необходимые входные метеорологические данные для расчета по моделям;

2. определить состояние устойчивости атмосферы по метеоданным;

3. определить эффективную высоту выброса с помощью выражения для подъема струи (облака);

4. определить среднюю скорость переноса примеси в слое рассеяния;

5. определить стандартные отклонения \sigma_{x} , \sigma_{y} , \sigma_{z} на заданном расстоянии от источника;

6. рассчитать концентрации;

7. внести поправки на радиоактивный распад, сухое и влажное осаждение, на время осреднения;

8. определить плотность загрязнения подстилающей поверхности.

НЕОБХОДИМАЯ ВХОДНАЯ ИНФОРМАЦИЯ ДЛЯ РАСЧЕТА

1. Параметры источника

• количество выброшенных в атмосферу радионуклидов, Ки (Бк), или средняя мощность источника, Ки/с (Бк/с);
• тепловая мощность источника, кВт;
• высота источника, диаметр устья и скорость истечения газоаэрозольной примеси;
• эффективная высота и линейные размеры газоаэрозольного облака, образовавшегося выше слоя перемешивания;
• средний радиус частиц аэрозоля, функция распределения частиц примеси по размерам.

2. Метеорологические параметры

для модели Пасквилла — Гиффорда

• скорость ветра на высоте флюгера,
• солнечная радиация или облачность,
• осадки (вид, количество, интенсивность),
• высота слоя перемешивания;

для мезомасштабной модели

• скорость ветра на высоте флюгера,
• фактический или расчетный вектор скорости ветра на эффективной высоте облака,
• высота слоя перемешивания,
• разность углов направления ветра в слое H_{m} - z_{\text{ф}} = \Delta z ,
• разность температур в слое 0,5 — 2 м;
• измеренная или рассчитанная средняя скорость ветра на высоте 1 м,
• геострофический ветер на высоте слоя перемешивания,
• температура воздуха на высоте слоя перемешивания,
• вертикальный градиент температуры в свободной атмосфере (измеренный или средний климатический),
• качественная оценка типа подстилающей поверхности,

для региональной модели

• все метеорологические параметры, нужные для мезомасштабной модели,
• карты барической топографии: фактические и прогностические на уровнях 850, 700, 500, 300 гПа (в зависимости от высоты выброса),
• приземная синоптическая карта.

Метеорологическое обеспечение работ. 1. Метеорологические измерения в районе АЭС выполняются в стандартные метеорологические сроки восемь раз в сутки в соответствии с указаниями, данными в [10]. Измеряются следующие величины: скорость и направление ветра, температура, влажность, давление, облачность (тип облаков, балльность, высота нижней границы), осадки и особые явления. Перечень основного и вспомогательного оборудования приведен в [10].

2. Шаропилотные измерения проводятся в случае аварийной ситуации.

3. Данные ближайшего пункта температурно-ветрового зондирования используются для проведения расчетов по моделям 2 и 3.

4. Градиентные измерения выполняются в соответствии с «Руководством» [15]. В работе [15] даны чертежи градиентной мачты, перечень необходимой аппаратуры.

5. Необходимая чувствительность и точность используемых измерительных приборов приводится в табл. 3.1.

Таблица 3.1

Необходимая чувствительность и точность измерительных приборов

Примечание. Измерения производятся в определенные сроки с точностью +/- 5 мин.

Метеорологическое оборудование должно быть размещено на открытых участках местности и на достаточном расстоянии от каких-либо препятствий. Рекомендуемые расстояния между оборудованием и препятствиями можно найти в руководствах ВМО.

Определение эффективной высоты выброса. Несмотря на то что высота подъема струи \Delta h и эффективная высота выброса h_{\text{эф}} = h + \Delta h в аварийных условиях являются предметом постоянных исследований, пока еще не накоплено достаточно информации для составления окончательных рекомендаций по данному вопросу. В порядке предварительной рекомендации для определения дополнительной высоты подъема струи за счет теплового и динамического факторов можно указать соотношение вида

\Delta h = A_{1}(2,61 \frac{\sqrt{Q_{h}}}{u_{h}} + 0,029 \frac{v_{s}D_{0}}{u_{h}}) , (3.1)

где безразмерный параметр A1 зависит от класса устойчивости следующим образом:

Для наземного источника с диаметром устья D0 высоту подъема перегретой примеси можно определить в соответствии с выражением

\Delta h = 15 \frac{F^{13}}{u_{*}} D_{0}^{23} , (3.2)

где u* — динамическая скорость, определяемая по соответствующим формулам и номограммам (см. п. 3.3), и

F = gw_{0} \frac{D_{0}^{2}}{4} \frac{\Delta T}{T_{a}} , (3.3)

где w0 — скорость истечения, м/с.

Введение поправок на обеднение облака. Общая формула расчета средней концентрации с учетом обеднения облака имеет вид

\overline{q_{f}}(x,y,z) = \overline{q}(x,y,z)f_{R}f_{F}f_{W} , (3.4)

где fR — поправка на обеднение облака за счет радиоактивного распада:

f_{R} = exp(- \lambda \frac{x}{u}) ; (3.5)

f_{F} = (f_{F_{0}})^{100}^{\frac{v_{g}}{u_{0}}} , (3.6)

f_{F_{0}} = exp[- \sqrt{\frac{2}{\pi}} \cdot 0,01 \int_{0}^{x} \frac{d_{x}}{\sigma_{z}exp(h_{\text{эф}}^{2}2\sigma_{z}^{2})}] ; (3.7)

f_{W} = exp(- \Lambda \frac{x}{u});\Lambda = \beta_{0}I . (3.8)

Поправку на снижение концентрации путем вымывания осадками следует делать только для тех районов, в которых выпали осадки. Значения параметра \beta_{0} приводятся в табл. 3.2.

Таблица 3.2

Значения параметров vg и \beta_{0} , используемых при определении выпадения радионуклидов на земную поверхность за счет турбулентного осаждения и вымывания осадками

При расчете интегральной концентрации дочерних радионуклидов, возникающих в атмосфере за счет распада выбрасываемых источником материнских радионуклидов, в случае, если vg одинаково для материнского и дочернего радионуклидов, произведение fRfFfW = f0 следует заменить выражением

(3.9)

где индексы «1» и «2» относятся к дочернему и материнскому радионуклидам соответственно.

Для консервативной примеси вместо выражения (3.9) можно ограничиться выражением

f_{0} = \frac{\lambda}{\lambda_{2} - \lambda_{1}} \{exp[- \frac{\lambda_{1}x}{\overline{u}}] - exp[- \frac{\lambda_{2}x}{\overline{u}}]\} . (3.10)

Осреднение. Концентрация, определенная на фиксированном расстоянии от источника, уменьшается при увеличении длительности замера или длительности осреднения. Для того чтобы привести значения \sigma_{y} , qA и q, осредненные за время t1 (t1 = 20 мин), к их значениям при времени осреднения t2, можно использовать степенную зависимость вида

\frac{\sigma_{y}(t_{1})}{\sigma_{y}(t_{2})} = (\frac{t_{1}}{t_{2}})^{n}; \frac{q_{A}(t_{1})}{q_{A}(t_{2})} = (\frac{t_{1}}{t_{2}}) - n . (3.11)

Показатель степени n может быть принят равным 0,2 по нижней наиболее жесткой границе диапазона изменения его значений.

Определение плотности загрязнения подстилающей поверхности. Плотность загрязнения поверхности Земли при выпадении радионуклидов из атмосферы после разового выброса определяется выражением

A(x,y) = v_{g}q^{t}(x,y,0) . (3.12)

Значения vg приводятся в табл. 3.2.

Плотность загрязнения поверхности Земли при выпадении радионуклидов, выбрасываемых стационарным источником в течение времени t, определяется формулой

A(x,y) = v_{g}\lambda^{- 1}(1 - e^{- \lambda t})q(x,y) . (3.13)

При наличии атмосферных осадков в зоне распространения радиоактивного облака скорость оседания примеси vg определяется как отношение CI\Delta tq , где C — концентрация радиоактивности в воде осадков, \Delta t — продолжительность выпадения радиоактивных осадков интенсивностью I в пункте наблюдения.

3.2. РАСЧЕТНАЯ МОДЕЛЬ 1 (ПАСКВИЛЛА — ГИФФОРДА)

Расчет концентраций изотопов в атмосфере. Модель пригодна для расстояний до 10 — 12 км, на бульших расстояниях она дает заниженные оценки.

Интегральная концентрация каждого отдельного радионуклида в воздухе в направлении распространения радиоактивной струи от источника конечного времени действия при полном прохождении радиоактивного облака через данную точку может быть определена в соответствии с выражением

, (3.14)

где

(3.15)

На уровне земной поверхности (при z = 0) для единичного выброса и однородной стратификации атмосферы имеем

q^{t}(x,y,z) = \frac{\Psi(x)}{u_{0}} exp(- \frac{y^{2}}{2\sigma_{y}^{2}})f_{R}f_{F}f_{W} , (3.16)

где

\Psi(x) = \frac{T}{\pi\sigma_{y}\sigma_{z}} exp(- \frac{h_{\text{эф}}^{2}}{2\sigma_{z}^{2}}) . (3.17)

На оси струи

q^{t}(x,0,0) = \frac{\Psi(x)}{u_{0}} f_{R}f_{F}f_{W} . (3.18)

При наличии приподнятой инверсии температуры верхняя граница слоя перемешивания определяется высотой расположения слоя инверсии и расчет концентрации может выполняться по приведенным формулам только до расстояния, для которого выполняется соотношение (3.26). При удалении на расстояние, превышающее это в два раза, профиль распределения концентрации по вертикали становится однородным и будет определяться выражением

q_{H_{m}}^{t} = \frac{1}{\sqrt{2\pi} \sigma_{y}u_{0}H_{m}} exp(- \frac{y^{2}}{2\sigma_{y}^{2}}) . (3.19)

Для промежуточного расстояния концентрацию можно определить с помощью интерполяции.

Для консервативной оценки загрязнения воздуха в формулах (3.15) - (3.18) принимается hэф = h и fR = fF = fW = 1.

Определение скорости ветра. Для однородного равнинного рельефа местности достаточны сведения о скорости ветра на двух уровнях: на высоте флюгера u0 и на высоте выброса или высоте возможного подъема струи (облака) uh. При проведении расчетов концентрации вертикальный профиль скорости ветра в приземном слое в случае отсутствия каких-либо сложных его особенностей (например, резко выраженного максимума скорости) может быть записан в виде

u_{z} = u_{1}(\frac{z}{z_{1}})m . (3.20)

Значения параметра m для слоя 10 — 500 м при z1 = 10 м (высота флюгера) в зависимости от класса устойчивости следующие:

При неустойчивой и нейтральной стратификации значения m над городом несколько превышают значения m над сельской местностью. При этом средняя скорость ветра в слое перемешивания определяется соотношением

\overline{u} = \frac{u_{h}}{1 + m} = (\frac{h}{z_{1}})m \frac{u_{1}}{1 + m} . (3.21)

Определение дисперсий \sigma_{y} и \sigma_{z} . При определении и корректировке значений стандартных отклонений \sigma_{y} и \sigma_{z} существенное значение имеют такие факторы, как высота выброса, характер местности, время осреднения концентрации. В настоящее время существует ряд наборов \sigma_{y} и \sigma_{z} , полученных при некоторых определенных условиях. Эти условия следует сравнить с реальными условиями на площадке и использовать такой набор параметров, который более всего приближается к условиям рассматриваемой АЭС. В частности, следует удостовериться, что эти наборы параметров были получены при пересеченности местности и высоте выброса, максимально соответствующих рассматриваемому случаю.

Ниже приводятся наиболее употребительные наборы стандартных отклонений \sigma_{y} и \sigma_{z} от x до расстояния 10 км от источника выброса, которые соответствуют конкретным условиям выброса и определенному характеру местности.

1. Равнинная местность и выброс на уровне земной поверхности (наземный выброс), осреднение 3 и 10 мин. Используются классические зависимости \sigma_{y} и \sigma_{z} от расстояния x, полученные Пасквиллом и усовершенствованные Гиффордом (рис. 3.1 и 3.2).

Рис. 3.1. Изменение \sigma_{y}(x) при различных классах устойчивости атмосферы для ровной местности, наземного выброса и времени усреднения 3 мин.

Рис. 3.2. Изменение \sigma_{z}(x) при различных классах устойчивости атмосферы для ровной местности, наземного выброса и времени усреднения 10 мин.

2. Сильнопересеченная неровная местность, выброс на высоте 50 и 100 м, осреднение 1 ч:

\sigma_{y} = P_{y}x^{\Phi_{y}};\sigma_{z} = P_{z}x^{\Phi_{z}} (3.22)

(здесь x выражено в м). Значения коэффициентов Pn, \Phi_{y} , Pz, \Phi_{z} приводятся в табл. 3.3, а соответствующие графики — на рис. 3.3.

Таблица 3.3

Значения параметров Py, \Phi_{y} , Pz, \Phi_{z}

Рис. 3.3. Изменение \sigma_{y}(x) (а, б) и \sigma_{z}(x) (в, г) для неровной местности при выбросе на высоте 50 м (а, в) и 100 м (б, г) и времени усреднения 1 ч.

3. Сельская местность, лесной массив, выброс над поверхностью Земли, осреднение 1 ч. Изменение \sigma_{y} и \sigma_{z} с расстоянием x графически показано на рис. 3.4.

Рис. 3.4. Изменение \sigma_{y}(x) (а) и \sigma_{z}(x) (б) для открытого лесного массива при выбросе на определенной высоте и времени усреднения 1 ч.

4. Городские условия (сильно пересеченная местность), выброс на небольшой высоте, осреднение 1 ч:

\sigma_{y} = ax^{p},\sigma_{z} = bx^{\Phi} . (3.23)

В табл. 3.4 приводятся значения параметров a, p, b, ф. Графически зависимости \sigma_{y} и \sigma_{z} от x представлены на рис. 3.5.

Таблица 3.4

Значения параметров a, p, b, ф в зависимости от устойчивости атмосферы

Рис. 3.5. Изменение \sigma_{y}(x) (а) и \sigma_{z}(x) (б) для городской застройки при выбросе на небольшой высоте и времени усреднения 1 ч.

5. Равнинная высокоширотная пустынная местность, выброс у земной поверхности, осреднение 1 ч. Зависимость \sigma_{y} и \sigma_{z} от x приведена на рис. 3.6.

Рис. 3.6. Изменение \sigma_{y}(x) (а) и \sigma_{z}(x) (б) для плоской пустыни при приземном выбросе и времени усреднения 1 ч.

6. Стандартные отклонения распределения примеси в струе \sigma_{y} и \sigma_{z} могут определяться также с учетом параметра шероховатости по формулам:

, (3.24)

где

g(x) = \frac{a_{1}x^{b_{1}}}{1 + a_{2}x^{b_{2}}} .

Значения параметров c3, a1, a2, b1, b2, c1, d1, c2, d2 приводятся в табл. 3.5 и 3.6.

Таблица 3.5

Значения параметров, используемых в формулах для расчета \sigma_{y} и \sigma_{z}

Таблица 3.6

Параметры, используемые в формулах для расчета \sigma_{z}

Дополнительная корректировка параметров, используемых в модели рассеяния радиоактивной примеси в атмосфере. 1. Учет аэродинамической тени зданий. Если эффективная высота выброса меньше удвоенной высоты зданий hэф < 2hz, то вместо параметров \sigma_{y} и \sigma_{z} необходимо ввести параметры \Sigma_{y} и \Sigma_{z} :

(3.25)

где

AG = hzbz, если bz <= hz,

AG = h_{z}^{2} , если bz > hz

(bz, hz — ширина и высота здания соответственно).

2. Влияние на рассеяние расположенных вблизи АЭС водоемов. Характер турбулентности и атмосферной диффузии над водной поверхностью существенно отличается от такового над сушей. Большое значение при этом имеет соотношение температур воды и воздуха. Степень изменения характера рассеяния при изменении метеорологических режимов от наземного к надводному зависит также от протяженности разгона воздушного потока при переходе от промплощадки через водоем к другим участкам суши. Переход от надземного режима к надводному не происходит мгновенно. Если на расстоянии нескольких километров от АЭС за большим водоемом имеется населенный пункт, то целесообразно провести специальные эксперименты по определению диффузионных параметров \sigma_{y} и \sigma_{z} в данном районе с целью обеспечения достоверных расчетных оценок концентраций или коэффициентов разбавления.

3. Рассеяние при малой скорости ветра. При малой скорости ветра наблюдается большая изменчивость направления ветра, в результате чего увеличивается параметр поперечного рассеяния \sigma_{y} . При скорости ветра меньше 2 м/с реально увеличение \sigma_{y} в четыре раза. Этот результат получен экспериментально для равнинных и холмистых поверхностей, покрытых лесом. Использовать его следует при расчетах только осевых приземных концентраций в случае кратковременного выброса.

4. Учет высоты слоя перемешивания. При расчете рассеяния на средние и дальние расстояния существенную роль играет определение высоты слоя перемешивания Hm, который ограничивается, как правило, приподнятым слоем устойчиво стратифицированного воздуха (слоем инверсии) и может быть идентифицирован с помощью температурного зондирования. Расчетные выражения для параметров дисперсии можно применять только до расстояния, для которого выполняется соотношение

h_{\text{эф}} + 2\sigma_{z} = H_{m} . (3.26)

При удалении на расстояние, превышающее это в два раза, профиль распределения концентрации по вертикали будет почти однороден и будет определяться соответствующим выражением, рассматриваемым ниже. Для промежуточного расстояния концентрацию можно определить с помощью интерполяции.

5. Учет сложного рельефа местности. При расположении АЭС в местности со сложным, сильно пересеченным рельефом применение математических моделей для расчета рассеяния выбросов АЭС в атмосферу становится недостаточно корректным и может осуществляться только в порядке проведения экспертных оценок при условии, что будут экспериментально определены непосредственно для района размещения АЭС параметры дисперсии \sigma_{y} и \sigma_{z} и все необходимые метеорологические параметры.

Определение состояния устойчивости атмосферы. Используются шесть классов устойчивости: A — очень неустойчивое состояние, B — умеренно неустойчивое, C — слабо неустойчивое, D — нейтральное, E — слабо устойчивое, F — умеренно устойчивое. Классы устойчивости определяются в соответствии с признаками, указанными в табл. 3.7 - 3.9. «Умеренная» инсоляция соответствует солнечной радиации в условиях, когда небо ясное и угол возвышения солнца 35 — 60°. Термины «интенсивная» и «слабая» инсоляция соответствуют углам возвышения солнца более 60° и менее 35° соответственно, угол возвышения солнца можно получить по астрономическим таблицам. Облачность следует рассматривать наряду с углом возвышения солнца: инсоляция, относящаяся к категории «интенсивная», будет соответствовать «умеренной» при несплошной облачности средней высоты (облачный покров 5/8 — 7/8) и «слабой» при несплошной низкой облачности. Нейтральный класс устойчивости D следует использовать для условий сплошной облачности в любое время суток.

Таблица 3.7

Классы устойчивости по Пасквиллу — Тернеру

Таблица 3.8

Модифицированная таблица классификации устойчивости атмосферы с использованием солнечной радиации и полного излучения, измеренных экспериментально с помощью пиргелиометра и радиометра полной радиации

Таблица 3.9

Определение классов устойчивости по вертикальному градиенту температуры и скорости ветра

3.3. РАСЧЕТНАЯ МОДЕЛЬ 2

Модель пригодна для расстояний до 100 км. Она учитывает влияние ограничения перемешивания по вертикали при наличии задерживающих слоев атмосферы и ускорения скорости диффузии примеси в горизонтальной плоскости в результате влияния сдвига по вертикали вектора скорости ветра. В модели диффузионные параметры рассчитываются на основе теории подобия лагранжевых характеристик турбулентности в приземном слое, эйлеровых характеристик турбулентности в слое перемешивания и на основе ряда следствий теории случайных сил в поле однородной турбулентности. В модели используются турбулентные характеристики, осредненные по всему слою перемешивания. Для расстояний от источника до 10 — 15 км, когда размер облака или струи по вертикали значительно меньше высоты слоя перемешивания, происходит некоторое занижение оценок дисперсий примеси за счет того, что в целом слой перемешивания всегда стратифицирован более устойчиво, чем его нижняя часть. Это приводит к завышенным оценкам средних концентраций у земной поверхности.

Если расстояние от источника составляет 10 — 20 км, результаты расчетов концентрации примеси по моделям 1 и 2 обычно не стыкуются, причем степень расхождения зависит от метеоусловий. В этом случае рекомендуется пользоваться средним значением концентраций, а при оценке дозовых нагрузок для перестраховки лучше исходить из более пессимистических результатов, полученных по модели 2.

Для непрерывного стационарного приподнятого источника расчет концентрации проводится по формуле

(3.27)

Для значений x, если выполняется условие

\sqrt{2} \sigma_{z}(x)>H_{m} , (3.28)

можно воспользоваться формулой

\overline{q}(x,y,0) \approx \frac{Q}{\sqrt{2\pi} \overline{u}H_{m}\sigma_{y}} exp(- \frac{y^{2}}{2\sigma_{y}^{2}}) . (3.29)

Интегральная концентрация за период наблюдения (выброса) T равна

q^{t}(x,y) = \overline{q}(x,y,z)T . (3.30)

Определение скорости ветра. Во всех вышеприведенных формулах \overline{u} — средняя скорость ветра в слое рассеяния. Для грубой оценки \overline{u} можно воспользоваться значением средней скорости ветра на эффективной высоте источника.

Более точно скорость и направление переноса рассчитываются по формулам

\overline{u} = \frac{1}{2} (u_{\text{ф}}^{2} + u_{h_{\text{эф}}}^{2} + 2u_{\text{ф}}u_{h_{\text{эф}}}cos\psi)^{12} , (3.31)

tg\phi_{0} = \frac{u_{h_{\text{эф}}}sin\psi}{u_{h_{\text{эф}}}cos\psi + u_{\text{ф}}} , (3.32)

где \psi — угол между направлением ветра на высоте флюгера и на эффективной высоте источника, \phi_{0} — угол между направлением следа и направлением ветра на уровне флюгера.

Для расстояний от источника, превышающих 10 км, для расчета скорости переноса с помощью степеннуго закона необходимо учитывать поворот ветра с высотой. Расчет следует вести по формулам

\overline{u} = u_{\text{ф}}(\frac{z}{z_{1}})^{m}cos(\psi_{0} + \beta z) , (3.33)

\overline{\upsilon} = u_{\text{ф}}(\frac{z}{z_{1}})^{m}sin(\psi_{0} + \beta z) , (3.34)

где uф — скорость ветра на высоте флюгера в географической системе координат, \psi_{0} — направление ветра у земли, z — высота. Показатель степени m и скорость изменения направления ветра \beta даны в табл. 3.10.

Таблица 3.10

Параметры для определения скорости ветра

При наличии пункта аэрологического зондирования в радиусе 100 км и разности между временем образования облака (струи) примеси и временем проведения радиозондирования, не превышающей 3 ч, следует использовать данные о фактическом профиле ветра и рассчитать скорость переноса облака (струи) по формуле

\overline{u} = \frac{1}{z_{\text{в}} - z_{1}} \int_{z_{1}}^{z_{\text{в}}} \overline{u}(z)dz . (3.35)

Формулы для определения дисперсий координат. 1. Низкие источники выброса с hэф < h0:

\sigma_{z}^{2}(x) = H_{m}^{2} \frac{\alpha_{z}^{2}u_{*}^{2}x^{2}}{H_{m}^{2}\overline{u^{2}} + 1,6\alpha_{z}^{2}u_{*}^{2}x^{2}} (3.36)

для класса устойчивости D.

Для класса B формула для \sigma_{z}^{2} имеет следующий вид:

\sigma_{z}^{2}(x) = H_{m}^{2} \frac{\kappa a_{H}^{2}w_{*}^{3}x^{3}}{H_{m}^{3}\overline{u^{3}} + 1,6\kappa a_{H}^{2}w_{*}^{3}x^{3}} ; (3.37)

для класса E

\sigma_{z}^{2}(x) = H_{m}^{2} \frac{a_{y}^{2}u_{*}Lx}{H_{m}^{2}\overline{u} + 1,6a_{y}^{2}u_{*}Lx} , (3.38)

где \kappa = 0,4 , L — масштаб Монина — Обухова, определяемый с помощью номограммы на рис. 3.7 и формулы (3.58).

Рис. 3.7. Номограмма для определения масштаба Монина — Обухова L по параметрам Bu и \xi .

Формулы (3.36) - (3.38) справедливы при выполнении соотношения x = \overline{u}t , где t — время диффузии, x — расстояние от источника, пройденное частицей примеси за время t со средней скоростью переноса \overline{u} .

2. Для источника примеси, расположенного над приземным слоем, нужно пользоваться формулой

\sigma_{z}^{2}(x) = H_{m}^{2} \frac{2\sigma_{w}^{2}\tau_{Lz}^{2}[\eta_{z} - 1 + e^{- \eta_{z}}]}{H_{m}^{2} + 3,2\sigma_{w}^{2}\tau_{Lz}^{2}[\eta_{z} - 1 + e^{- \eta_{z}}]} , (3.39)

где

\eta_{z} = \frac{x}{x_{Lz}} ,x_{L} = \overline{u}\tau_{Lz},\tau_{Lz} = \frac{\sigma_{w}^{2}}{c_{z}\epsilon} ,c_{z} = 3,8 . (3.40)

3. Расчетная формула для поперечной дисперсии координат

(3.41)

где \eta = xx_{Ly} .

Здесь \sigma_{v}^{2} и \tau_{Ly} — средние величины по слою перемешивания, \psi = (\Delta\overline{\phi}\Delta z)\overline{u} , где \Delta\overline{\phi} — разность углов направления ветра (в рад) в слое H_{m} - z_{\text{ф}} = \Delta z .

Формула (3.41) пригодна для малых начальных размеров струи. При больших начальных размерах струи (l0y > 3 — 5 м) \sigma_{y}^{2} следует рассчитывать по формуле (3.44), что особенно важно для расстояний x <= 1 км.

4. Поскольку в аварийной ситуации газоаэрозольное облако может образоваться в результате взрыва практически мгновенно, то расчет средней концентрации должен вестись с помощью выражения

(3.42)

где \sigma_{x}^{2} — дисперсия координат вдоль направления среднего ветра, совпадающего с направлением переноса облака.

Расчет полных дисперсий координат \sigma_{x}^{2} , \sigma_{y}^{2} с учетом начальных размеров облака ведется по формулам

(3.43)

(3.44)

где c_{1}\prime = 1,1 , (\partial u\partial z)_{H_{m}} — градиент средней скорости ветра в слое Hm — zф,

\eta_{x} = t\tau_{Lx},\eta_{y} = t\tau_{Ly} ,

t — время диффузии, которое отсчитывается с момента образования облака.

5. Расчет турбулентных характеристик, осредненных по слою перемешивания. Неустойчивая стратификация (класс B, C):

\sigma_{u}^{2} = \sigma_{v}^{2} = 0,157w_{*}^{2}(\frac{T}{t_{0}})^{0,35},\sigma_{w}^{2} = 0,188w_{*}^{2} , (3.45)

\epsilon = 0,5 \frac{w_{*}^{3}}{H_{m}} + \epsilon(H_{m}),\epsilon(H_{m}) \approx 1,0\text{см}^{2}/\text{с}^{3} , (3.46)

\tau_{Lx} = \tau_{Ly} = \frac{\sigma_{u,v}^{2}}{0,6\epsilon} ,\tau_{Lz} = \frac{\sigma_{w}^{2}}{3,8\epsilon} . (3.47)

Нейтральная стратификация (класс D):

\sigma_{u}^{2} = 1,33u_{*}^{2}(\frac{T}{t_{0}})^{0,35},\sigma_{v}^{2} = 0,84u_{*}^{2}(\frac{T}{t_{0}})^{0,35},\sigma_{w}^{2} = 0,56u_{*}^{2} , (3.48)

\epsilon = 2,5 \frac{u_{*}^{3}}{H_{m}} (ln \frac{H_{m}}{z_{0}} - 1,8) + \epsilon(H_{m}),\epsilon(H_{m}) = 0,4\text{см}^{2}/\text{с}^{3} , (3.49)

\tau_{Lx} = \frac{\sigma_{u}^{2}}{0,6\epsilon} ,\tau_{Ly} = \frac{\sigma_{v}^{2}}{0,6\epsilon} ,\tau_{Lz} = \frac{\sigma_{w}^{2}}{3,8\epsilon} . (3.50)

Устойчивая стратификация (класс E, F):

\sigma_{u}^{2} = 1,6u_{*}^{2}(\frac{T}{t_{0}})^{0,35},\sigma_{v}^{2} = 0,9u_{*}^{2}(\frac{T}{t_{0}})^{0,35},\sigma_{w}^{2} = 0,42u_{*}^{2} , (3.51)

\epsilon = 2,5 \frac{u_{*}^{3}}{H_{m}} (ln \frac{2H_{m}}{z_{0}} - 3,57) + \epsilon(H_{m}),\epsilon(H_{m}) = 0,4\text{см}^{2}/\text{с}^{3} , (3.52)

\tau_{Lx} = \frac{\sigma_{u}^{2}}{\epsilon} ,\tau_{Ly} = \frac{\sigma_{v}^{2}}{0,6\epsilon} ,\tau_{Lz} = \frac{\sigma_{w}^{2}}{3,8\epsilon} . (3.53)

Параметр шероховатости z0 оценивается по табл. 3.11. Здесь t — время, ч; t0 — период осреднения используемых экспериментальных данных, как правило, он равен 20 мин.

Таблица 3.11

Характерные значения шероховатости подстилающей поверхности

Расчет турбулентных параметров по входным данным. 1. Высота слоя перемешивания Hm определяется по данным аэрологического зондирования как высота нижней границы слоя приподнятой инверсии или изотермии.

В случае их отсутствия за высоту Hm принимается нижняя граница устойчиво стратифицированного задерживающего слоя атмосферы с градиентом температуры \Delta T\Delta z \leq 0,5°C на 100 м. При наличии приземной инверсии за высоту Hm принимается верхняя граница слоя инверсии.

Для грубой оценки высоты слоя перемешивания можно воспользоваться выражением

Hm = cu*f-1, (3.54)

где f = 2\omega sin\phi , \omega = 7,29 \cdot 10^{- 5}\text{с}^{- 1} ; \phi — географическая широта; c — эмпирический коэффициент, равный 0,185 для холодного периода года и нейтральной стратификации и 0,37 для неустойчивой стратификации в теплый период года.

2. Высота приземного слоя h0 для нейтральной стратификации (класс D) равна в среднем 30 м. При неустойчивой стратификации (класс B)

h_{0} = 0,01H_{m} \sqrt{\mu_{H_{m}}} , (3.55)

при устойчивой стратификации (класс E)

h_{0} = 0,28 \frac{H_{m}}{\mu_{H_{m}}} , (3.56)

где \mu_{H_{m}} = H_{m}L .

3. Расчет u* и L по данным приземных измерений. Скорость трения рассчитывается по номограмме рис. 3.8, входными параметрами являются

B_{u} = z_{1,0} \frac{g}{T} \frac{\Delta\theta}{\overline{u_{1,0}^{2}}} ,\xi = \frac{z_{0}}{z_{1,0}} , (3.58)

где z1,0 = 1,0 м, \Delta\theta = \theta_{2,0} - \theta_{0,5} , °C; \theta_{2,0} — средняя температура воздуха на высоте 2,0 м, \theta_{0,5} — на высоте 0,5 м; \overline{u_{1,0}} = \overline{u} (z = 1,0 м), T = 273 + \theta_{2,0}°C .

Рис. 3.8. Номограмма для определения безразмерной скорости трения u*/u по параметрам Bu и \xi .

По вычисленным значениям Bu и \xi определяется отношение u_{*}\overline{u_{1,0}} . Если нет данных измерений \overline{u}(z = 1,0\text{м}) , то значение скорости на z = 1,0 м оценивается по формуле (3.20) и значению скорости ветра на высоте флюгера с учетом класса устойчивости.

Левая часть номограммы (см. рис. 3.8) используется для неустойчивой стратификации, правая — для устойчивой. Масштаб длины Монина — Обухова L определяется с помощью рис. 3.7.

4. Расчет u*, L, угла поворота ветра с высотой по аэрологическим данным измерений. Скорость трения u* определяется из следующего выражения:

(3.59)

где

(\frac{u_{*}}{v_{ge}})_{0} = 0,089 - 0,082lgRo . (3.60)

Здесь Ro = vge/(fz0) — параметр Росби, vge — модуль скорости геострофического ветра, определяемый по данным радиозондирования или картам барической топографии АТ850, АТ925; \mu_{0 - H_{m}} — параметр устойчивости атмосферы в слое от поверхности Земли до верхней границы слоя перемешивания Hm, который определяется по параметру \mu_{2 - H_{m}} :

Параметр \mu_{2 - H_{m}} находится следующим образом:

\mu_{2 - H_{m}} = \frac{g}{T} \frac{\theta_{2,0} - \theta_{H_{m}} - \gamma_{H}H_{m}}{fv_{ge}} . (3.61)

Климатическое значение \gamma_{H} = 0,65°100\text{м} .

Масштаб Монина — Обухова рассчитывается по формуле

L = \frac{u_{*}^{3}}{\kappa \frac{g}{T} (- \frac{P_{0}}{c_{p}\rho})} , (3.62)

где P0 — приземный поток тепла, рассчитываемый по формуле

P_{0} = c_{p}\rho\delta\theta v_{ge} \cdot 10^{- 2}(0,274 + 0,0167\mu_{0 - H_{m}}^{13})^{2} , (3.63)

где

\delta\theta = \mu_{0 - H_{m}}v_{ge}f\beta^{- 1},\beta = gT .

Угол поворота ветра рассчитывается по формуле

\Delta\phi = \alpha_{0}\Phi_{\alpha_{0}}(\mu_{0 - H_{m}}) , (3.64)

где \alpha_{0} = 67,8 - 6,2lgRo\text{град} ; значения функций \Phi_{\alpha_{0}} следующие:

По табл. 3.12 можно оценить масштаб L по качественной оценке устойчивости атмосферы с помощью классов устойчивости.

Таблица 3.12

Масштаб Монина — Обухова

3.4. РАСЧЕТНАЯ МОДЕЛЬ 3

Лагранжева модель регионального переноса и рассеяния полидисперсной примеси. Модель пригодна для расстояний примерно до 1500 км. Она состоит из двух связанных между собой блоков: блока расчета траекторий движения каждой функции аэрозоля и блока расчета параметров рассеяния примеси и вычисления суммарной концентрации в облаке и накопления выпадающей из атмосферы примеси на подстилающей поверхности. Поля накопленной подстилающей поверхностью примеси и интегральной концентрации рассчитываются в неподвижной системе координат с началом в точке центра тяжести облака в момент его образования, которая может быть, например, привязана к географической системе координат.

Расчет траекторий движения центра тяжести облака каждой фракции ведется по вертикальному распределению вектора скорости ветра с учетом его пространственной изменчивости по горизонтали за время переноса и оседания частиц. Расчет параметров рассеяния ведется послойно: в свободной атмосфере и пограничном слое (причем в свободной атмосфере диффузией по вертикали пренебрегают). При расчете параметров горизонтального рассеяния учитываются двумерная турбулентность свободной атмосферы, взаимодействие турбулентности с вертикальным сдвигом вектора средней скорости ветра, деформацией потока. В слое перемешивания параметры трехмерного рассеяния рассчитываются с учетом диффузии в свободной атмосфере, стратификации слоя перемешивания с учетом мощности слоя, турбулентными потоками тепла и импульса у поверхности Земли, а также с учетом сдвига вектора средней скорости ветра в слое и деформационного крупномасштабного поля ветра.

Характер рассеяния частиц аэрозоля зависит от их размера и интенсивности турбулентности. Для случая облака с широким спектром распределения частиц по размерам в модель введен критерий r_{\text{кр}}^{2} , для которого использовано отношение времени кинематического падения частиц к времени заполнения слоя перемешивания по вертикали примесью за счет турбулентной диффузии:

r_{\text{кр}}^{2} = \frac{9}{2} \frac{h}{(h^{2} - l_{0z}^{2})^{12}} \frac{\mu(\epsilon l_{0z})^{13}}{\nu\rho g} , (3.65)

где \epsilon — среднее в слое 0 — h.

Критический радиус rкр делит фракции частиц примеси на легкие и тяжелые, степень влияния турбулентного перемешивания на которые резко различна.

Плотность радиоактивного загрязнения местности при выпадении из атмосферы легких частиц в точке (x, y) за весь период прохождения облака над ней рассчитывается с учетом обеднения облака в результате взаимодействия частиц с подстилающей поверхностью. Плотность загрязнения рассчитывается отдельно для каждой фракции:

(3.66)

где Aiл — плотность загрязнения подстилающей поверхности i-й фракцией аэрозольных частиц;

(3.67)

Q — полная мощность источника примеси;

\sum_{i = 1}^{N} Q_{i} = Q ;

(3.68)

Hm — высота пограничного слоя атмосферы, связанная с xi, yi следующими соотношениями:

x_{i} = x - \frac{H - H_{m}}{w_{i}} \overline{u_{\text{в}}},y_{i} = y - \frac{H - H_{m}}{w_{i}} \overline{v_{\text{в}}} , (3.69)

\sigma_{x_{i}}^{2}(t) , \sigma_{y_{i}}^{2}(t) — дисперсии облака примеси i-й фракции:

(3.70)

(3.71)

a_{xH_{m}} = \frac{\partial\overline{u_{H_{m}}}}{\partial y} ,a_{yH_{m}} = \frac{\partial\overline{v_{H_{m}}}}{\partial x} ; (3.72)

\sum {}_{x_{i}}^{2}(t_{1i}) и \sum {}_{y_{i}}^{2}(t_{1i}) — дисперсия облака примеси в момент вхождения в слой перемешивания, которая рассчитывается по формулам

(3.73)

где

(3.74)

(3.75)

Здесь T1 — период вращения облака примеси (время установления по потоку), равный

. (3.76)

Время установления облака по потоку T1 составляет примерно несколько суток.

Следует иметь в виду, что при (H2 - \phi_{0})>\pi 4 индексы x и y в коэффициентах ax и ay в (3.74) и (3.75) меняются местами. Формулы для S_{x}^{2} и S_{y}^{2} имеют следующий вид:

(3.77)

(3.78)

где

c_{1} = 1,19;\Psi = \partial\overline{\phi}\partial z;\overline{\sigma_{uc}^{2}} = \overline{\sigma_{\upsilon c}^{2}} \approx (0,31\overline{u})^{2} ; (3.79)

\tau_{yc} = \tau_{xc} = \frac{\sigma_{uc}^{2}}{c\prime\epsilon_{c}} . (3.80)

Здесь c' = 0,6, а осредненная по слою (H — Hm) скорость диссипации турбулентной энергии вычисляется с помощью соотношения

\epsilon_{c} = \epsilon(H_{m}) \frac{H_{m}}{H - H_{m}} ln \frac{H}{H_{m}} , (3.81)

где \epsilon(H_{m}) — значение скорости диссипации турбулентной энергии на высоте верхней границы слоя перемешивания. Плотность загрязнения местности за счет выпадения из атмосферы «тяжелых» частиц рассчитывается по следующим формулам:

(3.82)

l_{x}^{2}(t_{i}) = l_{x}^{2}(0) + c[\frac{1}{\sqrt{6}} \epsilon_{H}l_{x}(0)]^{23}t_{i}^{2} , (3.83)

l_{y}^{2}(t_{i}) = l_{y}^{2}(0) + c[\frac{1}{\sqrt{6}} \epsilon_{H}l_{y}(0)]^{23}t_{i}^{2} . (3.84)

Суммарная плотность загрязнения примесью подстилающей поверхности определяется суммой загрязнений от всех фракций частиц («тяжелых» и «легких»)

(3.85)

где

(3.86)

rmax, rmin — максимальный и минимальный размеры частиц, определяемые по конкретному спектру распределения f(r) радиоактивности по размерам с выполнением следующих условий:

(3.87)

Эта величина задается, например, с точностью, определяемой условиями конкретной задачи, n % от Q.

В формуле (3.85) для суммарной плотности загрязнения подстилающей поверхности проведено размазывание четкой (резкой) границы разделения примеси на «тяжелую» и «легкую» фракции, т.е. тяжелыми считаются не только частицы радиусом от rmax до rкр, но и половина частиц радиусом от rкр до (r_{\text{кр}} - \Delta r_{\text{кр}}) , причем \Delta r_{\text{кр}} выбирается в зависимости от заданного распределения частиц по размерам, аналогично к «легкой» части относятся не только частицы радиусом от rкр до rmin, но и половина частиц радиусом от rкр до (r_{\text{кр}} + \Delta r_{\text{кр}}) . Разбиение частиц на «тяжелые» и «легкие» фракции определяется отношением \nu = t_{in}t_{iD} , где tin — время кинематического падения частиц i-й фракции, tiD — время диффузионного перемешивания и достижения практически равномерного распределения примеси по вертикали в слое перемешивания. Таким образом, критический радиус rкр разделяет спектр частиц на «тяжелые» и «легкие» фракции, рассеивающиеся по различным законам. Видно, что разбиение частиц на легкие и тяжелые фракции определяется следующими параметрами: \mu , g, \rho , hн, hд, l0z, \epsilon (и соответственно параметрами, определяющими \epsilon в слое перемешивания), f(r), \Delta Q . Зависит оно и от величины \Delta r_{\text{кр}} , которая сглаживает условно резкое разделение примеси на тяжелые и легкие фракции.

Программа расчета поля интегральной концентрации и поля плотности загрязнения подстилающей поверхности. Текст программы, основные характеристики и описание ее применения приведены в приложениях 1, 2.

АЛГОРИТМЫ ПРОГРАММЫ РАСЧЕТА

Вычислительный процесс по программе можно разбить на следующие основные этапы:

1. ввод и масштабирование исходной информации,

2. расчет размеров частиц и скоростей оседания,

3. расчет распределения мощности источника,

4. определение временных интервалов,

5. вычисление динамической скорости, турбулентного потока тепла, угла поворота ветра — вызов подпрограммы K1DSPØ ,

6. определение диссипации турбулентной энергии в слое перемешивания,

7. расчет критического радиуса частиц,

8. определение времени входа i-й фракции на верхнюю границу слоя перемешивания,

9. расчет траектории движения частиц — вызов подпрограммы,

10. расчет горизонтальных дисперсий,

11. расчет концентрации и осадка от i-й фракции,

12. суммирование осадка и концентрации от i-й фракции,

13. печать таблицы «поле концентрации»,

14. печать таблицы «поле загрязнения»,

15. конец работы программы.

Перейдем к рассмотрению основных формул, по которым проводятся расчеты по перечисленным выше этапам, опуская формулы, которые приведены выше.

Расчет траектории движения частиц примеси каждой фракции ведется по вертикальному распределению вектора скорости ветра с учетом его изменения в пространстве за время переноса и оседания частиц.

Задача решается в прямоугольной системе координат. За положительное направление выбрано направление на север для оси 0y и на восток для оси 0x.

Частица, находящаяся в начальный момент времени в начале системы координат, через время t будет находиться в точке с координатами (x, y):

(3.88)

где u, v — проекции скорости ветра на положительные направления осей 0x и 0y соответственно; \tau — шаг интегрирования по времени.

Формулы перевода координат частицы из системы x0y в географическую имеют следующий вид:

(3.89)

где \phi_{0} , \lambda_{0} — широта и долгота в начальный момент времени.

Для определения скорости и направления ветра в свободной атмосфере в момент времени t используется линейная интерполяция, а в слое перемешивания средняя скорость определяется по формуле косинусов

\overline{u_{c}} = \frac{1}{2} \sqrt{V_{\text{в}}^{2} + V_{\text{н}}^{2} + 2V_{\text{в}}V_{\text{н}}cos(\phi_{\text{н}} - \phi_{\text{в}})} , (3.90)

а направление переноса как

tg\phi_{c} = \frac{V_{\text{н}}sin\phi_{\text{н}} + V_{\text{в}}sin\phi_{\text{в}}}{V_{\text{н}}cos\phi_{\text{н}} + V_{\text{в}}cos\phi_{\text{в}}} , (3.91)

где Vв, Vн, \phi_{\text{в}} , \phi_{\text{н}} — скорость и направление ветра на верхней и нижней изобарической поверхности, между которыми частица находится в момент времени t.

Расчеты приземного турбулентного потока тепла, динамической скорости, угла поворота ветра проводятся с помощью формул, приведенных в п. 3.3.

ОПРЕДЕЛЕНИЕ И РАСЧЕТ ВХОДНЫХ ПАРАМЕТРОВ

Для проведения расчета нужно знать время суток, параметры источника, примеси и состояния атмосферы.

Необходимыми параметрами источника являются:

H — высота выброса облака примеси (H). Здесь и ниже в скобках указывается идентификатор, используемый в программе.

Lx, Ly — продольные и поперечные размеры облака примеси, в момент образования (EL\text{Ø},DE\text{Ø}) ;

Q — количество примеси, выпущенной источником в атмосферу (Q);

NP — способ ориентации облака по отношению к направлению среднего потока (NP = 11 — вдоль потока, NP = 1 — поперек потока).

Программа расчета учитывает три типа распределения частиц по размерам:

KR = 1 — гамма-распределение,

KR = 2 — равномерное распределение,

KR = 3 — нормальное распределение.

Например, для нормального распределения частиц примеси по размерам необходимо задать следующие параметры:

\overline{r} — средний размер частиц в спектре (RS);

\sigma_{r} — дисперсию распределения частиц (SGR);

rmin, rmax — минимальный и максимальный размеры частиц в спектре (RMN, RMX), которые определяются формулами

r_{min} = \overline{r} - 1,5\sigma_{r},r_{max} = \overline{r} + 4\sigma_{r} ; (3.92)

KF — количество фракций в спектре частиц (KF):

KF = \frac{r_{max} - r_{min}}{\Delta r} + 1 ; (3.93)

\Delta r — интервал разбиения спектра частиц на фракции (DR); \rho — плотность вещества (RO).

Для получения данных о состоянии атмосферы используются карты погоды (приземные, высотные), аэрологические диаграммы.

Определяются следующие параметры состояния атмосферы:

T2 — температура воздуха на уровне 2 м (T2N, T2D), определяется по приземным картам погоды за ночной и дневной сроки наблюдения (рис. 3.9 - 3.16);

Рис. 3.9. Синоптическая приземная карта за 00 ч.

Рис. 3.10. Карта барической топографии АТ925 за 00 ч.

Рис. 3.11. Карта барической топографии АТ850 за 00 ч.

Рис. 3.12. Карта барической топографии АТ700 за 00 ч.

Рис. 3.13. Синоптическая приземная карта за 12 ч.

Рис. 3.14. Карта барической топографии АТ925 за 12 ч.

Рис. 3.15. Карта барической топографии АТ850 за 12 ч.

Рис. 3.16. Карта барической топографии АТ700 за 12 ч.

Th — температура воздуха на верхней границе слоя перемешивания (THN, THD), определяется по результатам ночного и дневного радиозондирования (аэрологическим диаграммам) (рис. 3.17);

а)

б)

Рис. 3.17. Вертикальные профили метеорологических величин по данным радиозондирования за 00 ч (а) и 12 ч (б). 1 — температура точки росы, 2 — стратификация, 3 — температура воздуха.

\gamma_{H} — вертикальный градиент температуры воздуха в свободной атмосфере (GHN, GHD); рассчитывается по аэрологическим диаграммам за ночной и дневной срок радиозондирования как изменение температуры воздуха с высотой на единицу расстояния по вертикали (°C/100 м);

vge — скорость геострофического ветра в слое перемешивания (VGN, VGD); вычисляется по барическому полю с помощью градиентной линейки;

Hm — высота слоя перемешивания (HMN, HMD); определяется по данным радиозондирования. В случае неустойчивой стратификации у поверхности Земли и наличия приподнятой инверсии (см. рис. 3.17 б) за Hm принимается высота нижней границы слоя инверсии. При наличии мощной приземной инверсии (см. рис. 3.17 а) верхняя граница инверсии является границей, разделяющей слой перемешивания и свободную атмосферу. В том случае когда по данным радиозондирования нельзя определить четкую границу между свободной атмосферой и слоем перемешивания, под Hm понимают высоту, начиная с которой вертикальный градиент температуры становится равным примерно 0,6 °C/100 м, т.е. градиенту свободной атмосферы;

KLU — класс устойчивости атмосферы. Задается по классификации Пасквилла — Тернера. Задание класса устойчивости определяет выбор соответствующих формул для расчета турбулентных характеристик слоя перемешивания. Однако выбор класса устойчивости по качественной оценке стратификации может привести к несоответствию класса устойчивости и параметра стратификации \mu_{0 - H_{m}} , по которому рассчитываются турбулентные потоки тепла и динамическая скорость. Поэтому следует обратить на это внимание при дальнейшем совершенствовании программы расчета;

\partial\overline{u}\partial z , (\partial\phi\partial z)\overline{u} — сдвиговые характеристики в слое перемешивания и в свободной атмосфере (DPN, DPD, PPN, PPD, PCN, PCD, DCN, DCD);

a_{x} = \partial\overline{v}\partial x , a_{y} = \partial\overline{u}\partial y — коэффициенты деформации облака в свободной атмосфере и в слое перемешивания (AXCN, AXCD, AYCN, AYCD, AXN, AXD, AYN, AYD).

Принцип расчета ax и ay показан на рис. 3.18. В радиусе 200 — 300 км от центра облака (точка A) искомая величина определяется изменением составляющих скорости ветра u и v вдоль осей y и x соответственно. Как видно из рис. 3.18, \partial v\partial x<0 , \partial u\partial y>0 , а их значения равны — 16·10-6 и 5·10-6 соответственно. Найденные таким образом ax и ay на всех изобарических поверхностях осредняются по слою перемешивания и слою свободной атмосферы.

Рис. 3.18. К расчету коэффициентов ax, ay.

При расчете характеристик вертикального профиля ветра необходимо следить за траекторией движения облака примеси.

Построение траектории движения облака осуществляется по картам погоды (фактическим, прогностическим) для последовательных сроков. На рис. 3.9 - 3.16 для примера приведены такие карты.

Рассмотрим на примере способ расчета траектории. Пусть в точке А на некоторой высоте H в слое между изобарическими поверхностями 700 и 850 гПа образовалось облако примеси. На картах барической топографии АТ700 и АТ850 (см. рис. 3.11, 3.12) за срок, ближайший к моменту образования облака, в точке А определяют скорость и направление ветра. Далее определяют среднюю скорость и направление ветра в слое. Тогда путь переноса S = \overline{V}\delta t (\delta t = 6\text{ч}) . Откладывая значение S на поверхности, ближайшей к высоте H, с учетом среднего направления \overline{\phi} , находят точку Б, куда переместится облако за интервал времени \delta t . Определив слой, в котором облако окажется через \delta t = 6\text{ч} ( \Delta H = H - w\delta t , где w — средняя скорость оседания облака), переносят точку Б на карты АТ за последующий срок наблюдения и аналогичным образом строят траекторию движения облака за следующий интервал времени \delta t . Во всех точках траектории — А, Б и т.д. — снимаются данные о вертикальном профиле ветра. В табл. 3.13 наглядно отражена последовательность этапов расчета траектории. Если имеются карты за \delta t = 12\text{ч} , то данные за 6-часовой интервал времени получают путем интерполяции или с помощью прогностических карт.

Таблица 3.13

К расчету траектории движения облаков

Кроме перечисленных выше параметров для проведения расчетов необходимы также следующие данные:

\phi_{0} , \lambda_{0} — географические координаты точки выброса примеси на местности (FO, EO);

TD — дата аварийного выброса (число, месяц, год);

t0 — время выброса примеси (T\text{Ø}) ;

tв, tз — время восхода и захода солнца (TB, TZ),

KiP — число изобарических поверхностей;

z0 — шероховатость подстилающей поверхности (Z\text{Ø}) .

Далее задается служебная информация для программы:

i1 — начальный номер фракции;

i2 — конечный номер фракции.

Значения i1, i2 указывают диапазон фракций, по которым необходимо произвести счет. Если необходимо найти суммарную плотность загрязнения по всем фракциям, то i1 = 1, i2 = KF.

КВ — определитель квадранта сетки (системы координат). Значения КВ необходимо указать для определения той части системы x0y (начало системы располагается в точке выброса, ось x направлена на север, ось y — на запад), в которую попадут радиоактивные выпадения. По предварительному ориентировочному прогнозу можно определить преобладающее направление движения облака примеси. Например, для ветров южного направления КВ = 12, для северного — КВ = 34.

СМХ, СМУ — смещения по осям x и y соответственно. Вводя смещения СМХ и СМУ в километрах, сетку можно перемещать относительно точки выброса на запад (СМУ < 0), на восток (СМУ > 0), на север (СМХ > 0), на юг (СМХ < 0).

Примеры расчета поля интегральной концентрации и поля плотности загрязнения подстилающей поверхности. В качестве примера на рис. 3.19 - 3.21 приведены результаты расчетов поля плотности радиоактивного загрязнения и интегральной концентрации для трех модельных задач. Выпишем исходные данные трех задач, обозначения которых будут соответствовать обозначениям на рисунках.

На высоте H1 = 2000 м (для задачи 1), H2 = H3 = 1500 м (для задач 2 и 3) в t0 = 00 ч по Гринвичу в результате выброса образовалось облако примеси в виде полидисперсного аэрозоля с удельной плотностью вещества аэрозольных частиц \rho_{1} = \rho_{2} = \rho_{3} = 2\text{г}/\text{см}^{3} и средним диаметром частиц 2\overline{r_{1}} = 2\overline{r_{2}} = 50\text{мкм} , 2\overline{r_{3}} = 30\text{мкм} , распределенным по закону Гаусса с дисперсией \sigma_{r_{1}} = \sigma_{r_{2}} = \sigma_{r_{3}} = 10\text{мкм} . Длина облака L1 = 100 км, L2 = L3 = 50 км, ширина D1 = D2 = D3 = 5 км и толщина 100 м. Мощность выброса Q1 = 300 кКи, Q2 = 100 кКи, Q3 = 200 кКи. Метеоинформация приведена в табл. 3.14.

Рис. 3.19. Поле интегральной концентрации в воздухе (а) и радиоактивный след на местности (б) (задача № 1).

Рис. 3.20. Поле интегральной концентрации в воздухе (а) и радиоактивный след на местности (б) (задача № 2). A (x, y) = 0,05 Ки/км2 и т.д.

Рис. 3.21. Поле интегральной концентрации в воздухе (а) и радиоактивный след на местности (б) (задача № 3). A (x, y) = 0,1 Ки/км2 и т.д.

Таблица 3.14

Метеорологическая информация для задач 1 — 3

Ветер на стандартных высотах

На рис. 3.22 показано распределение плотности загрязнения почвы вдоль оси радиоактивного следа.

Рис. 3.22. Изменение плотности радиоактивного загрязнения местности вдоль оси следа для задач № 1 — 3.

В приведенных примерах расчета не учтено размазывание границы разделения частиц примеси на «легкие» и «тяжелые» фракции. Параметр шероховатости z0 принят равным 0,1 м. Кроме того, расчеты полей интегральной концентрации и осадка приведены без учета различия скорости сухого осаждения vd для тяжелых и легких частиц.

3.5. РАСЧЕТ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ ВОДНОЙ СРЕДЫ

При сбросе жидких радиоактивных продуктов в реку или водоем процесс их распространения и последующего мигрирования в водной среде очень сложный и, помимо механического перемещения с водотоком, сопровождается обменом радионуклидами между водой и донными отложениями, биотой, химическими реакциями и другими явлениями, влияющими на подвижность изотопов и их накопление в элементах геобиоценоза.

Однако ориентировочная оценка радиоактивного загрязнения, вызванного сбросом отдельных изотопов в водную среду, может быть сделана на основании самых простых предположений с применением эмпирически найденных параметров для описания только основных процессов, влияющих на распространение радиоактивности.

Ниже приводятся простейшие расчетные формулы для грубой оценки концентрации радиоактивных изотопов в воде рек и водоемов, в донных отложениях, в питьевой воде, а также для оценки загрязнения сельхозугодий, которые орошались этой водой.

1. Стационарный сток в реку жидких радиоактивных отходов. При концентрации в сточных водах C0 изотопа с постоянной радиоактивного распада \lambda его концентрации C в речной воде вниз по течению с расстоянием x от места сброса описывается формулой

C(x) = C_{0}F(x)exp(- \lambda \frac{x}{u}) , (3.94)

где u — средняя скорость течения реки, м/с; x — в м, \lambda — в с-1, F(x) — безразмерный коэффициент разбавления стоков речной водой. Функция F(x) зависит от характера течения и полноводности реки, влияющих на интенсивность турбулентного перемешивания, на некотором отрезке реки 0 < x < x1 вниз по течению от места сброса, где x = 0, перемешивание стоков в реке неполное и поле концентраций в поперечном сечении водотока неоднородно. Для оценки наибольшего на этом отрезке русла значения принимается F = 1, ниже по течению при полном перемешивании коэффициент разбавления определяется из соотношения

F = \frac{uS}{u_{c}S_{c}} , (3.95)

где S, Sс — поперечные сечения русла реки и сбросного канала, м2; u, uс — средние скорости потоков в реке в точке x > x1 и в сбросном канале, м/с.

2. Стационарный сток жидких радиоактивных отходов в непроточный водоем. В первое время после начала сброса, когда радиоактивные продукты еще не начали оседать на дно, при полном перемешивании воды в водоеме концентрация радионуклида в воде в момент времени t определяется выражением

C(t) = C_{0} \frac{u_{c}S_{c}}{M + \lambda V} \{1 - exp[- (\lambda + \frac{M}{V})t]\} , (3.96)

где V — объем водоема, м3, M — убыль воды из водоема за счет испарения в атмосферу, инфильтрации в грунт или стока по рельефу, м3/с, остальные обозначения прежние. При установившемся водном балансе M = uсSс.

При больших t формула (3.96) может быть использована для грубой оценки максимальной концентрации, поскольку не учитывает убыль изотопа из водной массы за счет накопления радиоактивных продуктов в донных отложениях водоема. В этом случае в качестве t может быть использован срок службы АЭС.

3. Стационарный сток жидких радиоактивных отходов в реку, впадающую на большом расстоянии l от места стока в проточный или непроточный водоем (озеро, водохранилище). Средняя концентрация радиоизотопа в воде водоема описывается формулой

C = C_{p} \frac{M_{p}}{M + \lambda V} \{1 + exp[- (\lambda + \frac{M}{V})(t - \frac{l}{u})]\} , (3.97)

где Cр — концентрация изотопа в речной воде в месте ее впадения в водоем, Mр — объемная скорость течения в этом месте, м3/с, l — в м, u — в м/с.

4. Попадание радионуклидов в систему водозабора и очистки питьевой воды. Питьевая вода перед направлением в водопроводную сеть подвергается очистке, качество которой зависит от производственных характеристик системы фильтров и колеблется в широких пределах. Приблизительная оценка концентрации изотопов в питьевой воде может быть сделана по формуле

C = kCв, (3.98)

где Cв — концентрация изотопа в воде на входе в водозабор.

Значения безразмерного коэффициента проскока k для химических элементов, являющихся носителями соответствующих радионуклидов, приведены ниже:

Проскок рутения через фильтры водоочистки может быть и больше в зависимости от вида образовавшихся химических соединений. Этот элемент легко образует комплексные химические соединения, в которые входит в составе комплекса, не сорбирующегося на взвесях, которые наиболее эффективно удаляются при фильтрации воды. Проскок церия тоже может увеличиваться при определенных условиях, способствующих образованию коллоидного раствора церия, который плохо улавливается фильтрами.

5. Радиоактивное загрязнение донных отложений. Поверхностная плотность загрязнения дна водоема определяется выражением

A_{\text{д}} = K_{\text{д}}mC \frac{1}{\lambda} [1 - exp(- \lambda t)] , (3.99)

где m — поверхностная плотность иловых отложений в водоеме, кг/м2; C — концентрация изотопа в воде, Ки/л; t — время, в течение которого в водоем поступают радиоактивные стоки, с; \lambda — в с-1, Kд — коэффициент перехода изотопа из воды в донные отложения, Aд — в Ки/м2.

Для оценки коэффициента перехода элементов, являющихся носителями соответствующих изотопов, из воды в донные отложения можно воспользоваться следующими значениями Kд: Kд = 5·10-5 л/(с·кг ила) для цезия, церия, рутения, циркония, марганца, кобальта, хрома, европия, плутония, америция, нептуния, калифорния; Kд = 3·10-6 л/(с·кг ила) для стронция, иттрия, цинка, углерода; Kд = 4·10-7 л/(с·кг ила) для трития, серебра, сурьмы, технеция, теллура.

Если значение m экспериментально не определялось, для приблизительных оценок можно принять m = 40 кг/м2.

6. Радиоактивное загрязнение орошаемых земель. Распределение влаги на орошаемых площадях, как правило, неравномерное, поэтому оценки по приведенной ниже формуле можно рассматривать лишь как сугубо предварительные. Формула для определения плотности радиоактивного загрязнения орошаемых земель за счет полива имеет следующий вид:

A = CW \frac{1}{\lambda} [1 - exp(- \lambda t)] . (3.100)

Здесь C — концентрация изотопа в воде, используемой для орошения, Ки/л, W — расход воды на орошение, л/(с·м2), t — продолжительность орошения в течение года, с, A — в Ки/м2.

Для конкретных орошаемых массивов при расчетах по этой формуле следует учитывать реально сложившийся режим орошения.

Более точный расчет радиоактивного загрязнения водоемов может быть проведен по руководящему документу «Методика прогнозирования состояния загрязнения водоемов при нарушении нормальной эксплуатации АЭС» (РД 52.26.174-88).

Расчет доз облучения от проникновения изотопов по пищевым цепочкам к человеку производится с использованием полученных оценок C и A по методике, изложенной в [2].

4. СРЕДСТВА РАДИОМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ ВНЕШНЕЙ СРЕДЫ И МЕТОДИКА ОТБОРА ПРОБ НА АНАЛИЗ

Для контроля за радиоактивным загрязнением местности и отдельных объектов внешней среды в районе расположения АЭС применяются переносные гамма- и бета-радиометры, а также различные средства отбора проб аэрозолей, атмосферных выпадений, почвы, воды, донных отложений водоемов и других объектов контроля для последующего радиометрического и изотопного анализа в лаборатории.

При нормальной работе АЭС основными средствами контроля за радиоактивным загрязнением окружающей среды являются воздухофильтрующие устройства для отбора проб аэрозолей на анализ, сборники радиоактивных выпадений из атмосферы и переносные радиометры.

Как уже говорилось выше, общим требованием к средствам контроля на местности за последствиями радиоактивных выбросов АЭС является возможность обеспечить уверенную регистрацию глобального радиоактивного фона, обусловленного в основном продуктами испытаний ядерного оружия, поскольку именно на фоне естественных колебаний уровня глобальной радиоактивности необходимо обнаружить эффекты воздействия местного источника загрязнения. Наибольшую чувствительность обнаружения радиоактивных продуктов позволяет обеспечить высокопроизводительная воздухофильтрующая установка, на втором месте стоит сборник атмосферных выпадений. Чувствительность бета-радиометров на три-четыре порядка ниже, а гамма-радиометров — еще ниже.

Причины малой чувствительности радиометров к радиоактивным аэрозольным выбросам АЭС носят принципиальный характер и объясняются высоким радиоактивным фоном почвы, обусловленным накоплением на ее поверхности радиоактивных выпадений из атмосферы от испытаний ядерного оружия, от предшествующих инцидентов на АЭС, а также содержанием в почве естественных радиоактивных элементов.

При радиационной аварии первоочередной задачей является оперативная радиационная съемка местности. Для первичной оценки масштабов и уровней загрязнения местности используются все виды транспортных средств, оснащенных радиометрами, и данные термолюминесцентных дозиметров, планшетов и воздухофильтрующих устройств, установленных в стационарных пунктах контроля в окрестностях АЭС. При больших масштабах загрязнения для радиометрической съемки используются авиационные средства.

4.1. ПЕРЕНОСНЫЕ РАДИОМЕТРЫ И ДОЗИМЕТРЫ

При радиоактивном загрязнении местности в результате радиационной аварии, как уже говорилось, основным средством контроля становятся гамма-радиометры для измерения мощности дозы гамма-излучения с поверхности Земли. Они используются для радиометрической съемки местности и оконтуривания очагов радиоактивного загрязнения. Более чувствительные к радиоактивному загрязнению почвы бета-радиометры могут использоваться на периферии загрязненной зоны, где эффективность гамма-радиометров мала, для качественного прослеживания границ очагов загрязнения, а также в особых случаях преимущественного загрязнения местности бета-излучающими изотопами (например, стронцием-89, -90).

Переносный радиометр должен позволять уверенно регистрировать уровни, соответствующие естественному гамма-излучению почвы. Естественный гамма-фон для равнинной местности СССР в среднем составляет 8,7 мкР/ч (0,7 нЗв/ч), а в горных районах колеблется в пределах 8 — 15 мкР/ч (0,6 — 1,2 нЗв/ч), т.е. в среднем близок к 10 мкР/ч (0,8 нЗв/ч). Однако в зависимости от содержания естественных радиоактивных элементов в почвах и горных породах средние значения могут достигать нескольких десятков мкР/ч, поэтому для каждого географического района характерно свое значение гамма-фона. В районах городской застройки и внутри зданий естественный гамма-фон выше из-за содержания естественных радиоактивных элементов в строительных материалах.

Гамма-радиометр должен удовлетворять еще одному требованию: эффективность регистрации гамма-излучения не должна зависеть от энергии гамма-квантов, что позволяет корректно измерять мощность дозы при неизвестном изотопном составе радиоактивного загрязнения. Поэтому радиометры с сцинтилляционными детекторами, обычно применяющиеся в геологоразведочных работах и отградуированные по гамма-излучению радия, непригодны для контроля в районах расположения АЭС, поскольку их показания сильно зависят от энергии гамма-излучения, которая меняется с возрастом смеси техногенных радиоактивных продуктов по мере распада короткоживущих изотопов в смеси, т.е. изменяется со временем.

Значительно лучше энергетическая характеристика у радиометров на гейгеровских счетчиках. По своим параметрам из выпускаемых в настоящее время радиометров для целей радиометрического контроля местности в окрестностях АЭС лучше всего подходит чувствительный, легкий и дешевый гамма-радиометр типа ДРГ-О1Т. В режиме поиска на индикаторе этого радиометра каждые 2 с высвечивается мощность гамма-дозы, в режиме измерений цифры высвечиваются через 20 с и остаются до нажатия кнопки. Пригодны к использованию также измеритель мощности дозы типа ИМД-1 и универсальный радиометр-дозиметр типа МКС-01Р-01, позволяющий измерять все виды ионизирующего излучения, но более громоздкий и дорогой, а также термолюминесцентный дозиметр TELDE.

Методика измерений. Измерение мощности дозы гамма-излучения на местности всегда производится на стандартной высоте 1 м над поверхностью Земли, а измерения бета-излучения — непосредственно на поверхности почвы. Если существует опасность загрязнения бета-детектора при контакте с измеряемой поверхностью (почвой, травой и т.п.), детектор предварительно должен быть вложен в бытовой полиэтиленовый пакет, закрепленный резинкой.

При пешеходной радиометрической съемке местности радиометр работает в режиме поиска. Обнаруженные участки повышенной радиоактивности при небольшой протяженности оконтуриваются в режиме измерений. При сравнительно равномерном или плавно меняющемся загрязнении местности измерения производятся через каждые 100 м выбранного маршрута. При этом в каждом пункте измерения делается не менее двух замеров на расстоянии нескольких метров друг от друга.

Необходимо тщательно следить за тем, чтобы измерения производились только на участках с ненарушенной естественной поверхностью почвы, желательно — на почвах естественного залегания (целинных участках) или на многолетних залежах. Если конец 100-метровой дистанции приходится на участок с нарушенной поверхностью почвенно-растительного покрова (проезжая дорога, пахота, свежий насыпной грунт и т.п.), то измерения следует провести в другом месте маршрута, до или после дефектного участка.

В городской черте измерения желательно проводить преимущественно на газонах, вдоль заборов и в малолюдных местах на участках, где мала вероятность искажения первоначального радиоактивного загрязнения людскими и транспортными потоками. Проезжая часть дорог, особенно грунтовых, обычно загрязнена значительно меньше вследствие удаления радиоактивности с пылью при движении транспорта. Если же по дороге было движение транспорта из зоны с более высокими уровнями загрязнения, то полотно дороги, напротив, будет загрязнено выше, чем окружающие участки местности.

При радиометрической съемке возможно использование вертолета в качестве транспортного средства для доставки операторов в труднодоступные для наземного транспорта места. Предварительная оценка уровня загрязнения местности и выбор участков с повышенным уровнем загрязнения при этом делается с воздуха с помощью того же радиометра. Гамма-излучение измеряется непосредственно в кабине вертолета. Предварительно необходимо экспериментально определить коэффициент ослабления гамма-излучения с поверхности почвы в зависимости от высоты полета, для чего измерения производятся в режиме зависания на разных высотах над поверхностью ровного участка местности с известным высоким уровнем радиоактивного загрязнения.

Радиометрическая съемка не производится во время сильных дождей и снегопадов, а также при температуре, выходящей за пределы рабочего диапазона используемых переносных радиометров.

В процессе нормальной работы АЭС при радиометрической съемке местности с применением наземных транспортных средств маршруты разрабатываются с учетом местных условий с таким расчетом, чтобы осветить радиационную обстановку между стационарными пунктами контроля. Как правило, маршрутная съемка производится вдоль проезжих дорог или водных путей в окрестностях АЭС в радиусе до 20 — 40 км. Измерения производятся через каждые 1 — 2 км маршрута на расстоянии не менее 5 м от дороги или от берега реки (водоема).

При работе с высокими уровнями радиоактивного загрязнения на местности оператор еще в помещении лаборатории перед началом работ должен предварительно проверить работоспособность радиометров и записать фоновые показания приборов. После работы на местности с высоким уровнем радиоактивного загрязнения в том же помещении производится повторное включение радиометров с целью обнаружения возможного радиоактивного загрязнения их поверхности. При необходимости производится дезактивация приборов путем протирания загрязненных поверхностей раствором бытового стирального порошка или с применением других стандартных методов дезактивации.

Переносные радиометры используются не только при маршрутных радиометрических съемках, но и на сети стационарных пунктов контроля в окрестностях АЭС, в которых регулярно производится отбор проб радиоактивных выпадений с помощью планшета.

Стационарный пункт контроля представляет собой площадку на открытой ровной местности, огороженную забором из металлической сетки, штакетником или колючей проволокой. Размеры участка для измерения мощности дозы гамма-излучения с поверхности почвенно-растительного покрова составляют 5x5 м. Непосредственное место для измерений в центре участка размерами 1x1 м должно быть ровным, в нем не должны скапливаться талые и дождевые воды. Планшет или воздухофильтрующее устройство должно находиться не ближе 3 м от центра этого участка.

Измерения гамма-радиации производятся каждый раз при смене экспонированного планшета в указанном месте стационарного пункта контроля на высоте 1 м над поверхностью Земли. Для этого в отведенном для измерений месте в грунт втыкается штанга с отметкой или консолью на высоте 1 м. Летом трава в этом месте не выкашивается (высокий бурьян удаляется по мере его появления), зимой снег не убирается.

Измерения бета-радиации на стационарном пункте контроля производятся в то же время, но радиометр помещается непосредственно на экспонированный планшет, что позволяет сразу же оценить поступление радиоактивных выпадений из атмосферы на подстилающую поверхность за время экспозиции планшета. Второе измерение бета-радиометром производится на том же месте, где производились гамма-измерения, но с тем отличием, что бета-детектор помещается на поверхность почвы: летом на траву, зимой на снег. Если почему-либо бета-радиометр нельзя поставить на землю, допускаются измерения на высоте около 2 см над земной поверхностью.

Измерения на стационарном пункте контроля производятся в любую погоду. При сильном морозе возможно примерзание механических контактов выключателя радиометра, поэтому его следует предварительно включить в относительно теплой кабине транспортного средства, на котором производится объезд стационарных пунктов контроля, и лишь затем выйти из кабины и сразу же провести необходимые измерения.

Термолюминесцентные дозиметры располагаются во всех стационарных пунктах контроля на высоте 1 м над поверхностью Земли на штанге, установленной в центре участка, используемого для измерения мощности дозы переносным радиометром. Дополнительно эти дозиметры располагаются во всех окрестных населенных пунктах в домах на подоконнике первого этажа.

При нормальной работе АЭС замена термолюминесцентных дозиметров производится один раз в месяц или квартал. Если же другие средства радиационного контроля зарегистрировали поступление радиоактивности в окружающую среду, замена термолюминесцентных дозиметров производится вне графика, а в дальнейшем в зависимости от радиационной обстановки и динамики ее изменения.

4.2. СБОРНИКИ РАДИОАКТИВНЫХ ВЫПАДЕНИЙ ИЗ АТМОСФЕРЫ

Для регистрации вертикального нисходящего потока радиоактивных аэрозолей из атмосферы на подстилающую поверхность применяются сборники радиоактивных выпадений, которые экспонируются на местности в течение определенного времени. Собранная проба подвергается радиометрическому и изотопному анализу. Применение сборников радиоактивных выпадений оказывается особенно эффективным в случае выпадения атмосферных осадков, в частности при вымывании осадками радионуклидов из газоаэрозольного шлейфа, распространяющегося высоко над землей от вентиляционной трубы АЭС, а также при смешении продуктов выброса из трубы с паром от градирен или при выпадении грубодисперсных радиоактивных частиц, которые в силу большой инерционности плохо засасываются во входные отверстия фильтрующих установок, предназначенных для отбора проб радиоактивной пыли.

Описание сборников. Поскольку необходимо организовать массовые измерения радиоактивных выпадений на местности, сборник проб выпадений должен быть простым и дешевым, но в то же время должен обладать приемлемой эффективностью и репрезентативностью. На рис. 4.1 представлена отвечающая этим требованиям модификация конструкции сборника атмосферных выпадений — марлевый планшет.

Рис. 4.1. Марлевый планшет. 1 — марля, 2 — квадратный столик с шипами; 3 — прижимные уголки, откидывающиеся на шарнирах; 4 — стойка выдвижная, 5 — зажимный винт, 6 — стойка.

Марлевый планшет представляет собой плоский горизонтальный квадратный столик, укрепленный на штанге на высоте 1 м над поверхностью почвы. На столик накладывается отбеленная медицинская марля и прижимается металлической рамкой. Плоскость столика покрыта гидрофобным пластиком для уменьшения сорбции радионуклидов, выпадающих из атмосферы, и для того, чтобы марля не так примерзала к поверхности столика при отрицательных температурах.

В районах с господствующими сильными ветрами прижимная рамка иногда плохо удерживает марлю. Поэтому в края столика вделаны заостренные шины, на которые накалывается марля. Прижимная рамка разъемная, состоит из четырех отдельных уголков, свободно откидывающихся на шарнирах, укрепленных по углам столика. В уголках сделаны прорези, в которые входят шипы, когда уголки поворачивают на шарнирах и накидывают на края столика, чтобы прижать марлю.

В районах с обильными снегопадами и сильными метелями планшеты устанавливаются на раздвижной штанге (см. рис. 4.1) так, чтобы зимой они не заносились снегом. При сильных заносах стойку планшета надо раздвинуть и столик поднять над поверхностью снега на высоту 1 м. В районах, где снежный покров не достигает большой толщины, и на юге страны используется обычная, нераздвижная штанга.

Приемная площадь планшета, ограниченная внутренними контурами прижимной рамки, равна 0,3 м2. Радиоактивные выпадения определяют путем измерения радиоактивности экспонированной на планшете марли. Для погодных условий климатической зоны умеренного пояса при суточной экспозиции эффективность сбора радиоактивных атмосферных выпадений в среднем составляет 70%.

В районах с большим количеством атмосферных осадков допускается применение марлевых планшетов с бортиком. Этот планшет представляет собой квадратную кювету площадью 0,3 м2, укрепленную на штанге. В углу кювета имеет штуцер для слива дождевой воды, заткнутый изнутри резиновой пробкой. Высота прямых бортиков кюветы 10 см.

На дно этой кюветы помещается марля, которая прижимается по контуру металлической рамкой, сваренной из уголков. В среднем эффективность кюветы с марлей составляет около 90%. Вместо марли может использоваться фильтровальная бумага.

Методика отбора проб. Рабочая часть марлевого планшета, ограниченная прижимными уголками, имеет размеры 55 x 55 см. Накладываемый на столик планшета кусок отбеленной медицинской марли должен иметь размеры 65 x 65 см. Запас марли следует хранить в помещении в полиэтиленовой или плотной бумажной упаковке, чтобы предохранить его от попадания пыли. Для смены планшетов оператор берет из упаковки, где хранится запас нарезанных по указанному формату кусков марли, число кусков, равное числу заменяемых планшетов, заворачивает каждый кусок в отдельный лист бумаги и помещает в отдельный полиэтиленовый пакет.

В пункте контроля после измерения радиоактивности планшета переносным радиометром оператор осторожно откидывает уголки прижимной рамки, аккуратно снимает с шипов экспонированную марлю с осевшей на ней пылью, складывает марлю сначала вдвое, верхней поверхностью внутрь, а затем многократно — до удобного для упаковки формата. Снятая с планшета экспонированная марля заворачивается в сопроводительную записку, представляющую собой отдельный лист бумаги, на котором предварительно надписываются данные о пробе по следующей форме:

1. название пробы;

2. название или номер пункта отбора пробы;

3. дата и время начала и окончания отбора пробы;

4. показания радиометра.

Завернутая марля вкладывается в отдельный полиэтиленовый пакет.

Если в момент смены марли наблюдается сильный ветер, ее следует снимать с планшета с максимальной осторожностью во избежание срыва или встряхивания марли при откидывании уголков прижимной рамки. В дни без осадков, когда поверхность планшета сухая, снятой с планшета марлей протирают поверхность столика планшета для собирания проникшей через марлю пыли и сворачивают марлю грязной поверхностью внутрь перед тем, как завернуть марлю в бумагу. В дни, когда планшет мокрый, оставшуюся на столике влагу тоже собирают снятой с планшета марлей. В этом случае мокрую марлю в бумагу не заворачивают, а помещают в полиэтиленовый пакетик, горловину которого плотно завязывают и вкладывают во второй полиэтиленовый пакет, куда помещают и сопроводительную записку. Зимой, если планшет покрыт выпавшим снегом, марля снимается вместе со снегом и упаковывается так же, как и в дождливые дни.

На освобожденный от экспонированной марли и протертый столик планшета накладывается новый кусок марли. При накладывании марли на шипы столика необходимо следить, чтобы марля ложилась ровно, без складок, вздутий и натяжения. Смену марли следует производить чистыми руками, предохраняя ее от загрязнения.

В лаборатории пробы при необходимости разделяются на высоко- и низкоактивные. После регистрации проб сухая марля сразу поступает на последующую обработку, а мокрая вместе с водой, содержавшейся в пакете, предварительно подсушивается в эмалированной кювете под лампой. Когда марля подсохнет, ею протирается внутренняя поверхность кюветы. После этого кювета еще раз протирается влажным кусочком чистой марли, смоченной слабым раствором соляной кислоты, и использованный марлевый тампон объединяется с основной пробой (марлей, снятой с планшета).

Высоко- и низкоактивные пробы обрабатываются раздельно, на разных рабочих местах, чтобы полностью исключить возможность случайного загрязнения низкоактивной пробы. При работе с высокоактивной пробой руки оператора, предметы и поверхности, приходившие в контакт с пробой, после каждой операции проверяются на сигнализаторе загрязненности СЗБ 2-2еМ, чтобы не потерять горячие частицы, которые могут присутствовать в пробе. При обнаружении горячей частицы она удаляется марлевым или ватным тампоном, смоченным в спирте или в слабом растворе соляной кислоты (в зависимости от вида обрабатываемой поверхности), и тампон объединяется с основной пробой.

При использовании для сбора радиоактивных выпадений планшетов с бортиком все операции в сухую погоду или при небольшом количестве атмосферных осадков производятся так же и в той же последовательности. При большом количестве осадков в теплое время года марля с сопроводительной запиской запаковываются отдельно, а дождевая вода, собравшаяся в кювете планшета, сливается через штуцер в полиэтиленовую бутылку, к которой резиновым кольцом прикрепляется вторая сопроводительная записка, заполненная по приведенной выше форме (название пробы — вода с планшета). Затем в лаборатории вода пропускается через ионообменную колонку для улавливания радионуклидов. Если поднесенный к воде на расстояние около 2 см радиометр показывает высокую активность, пробка из штуцера кюветы вынимается длинным пинцетом, извлечение марли из кюветы и протирка кюветы тоже производятся пинцетом. Зимой снег, скопившийся в кювете, переносится в полиэтиленовый пакет, а в помещении растапливается, и талая вода пропускается через ионообменную колонку. После окончания фильтрации содержимое колонки объединяется с экспонированной марлей планшета с бортиком.

Описание ионообменной колонки и режима ее работы будут даны при описании обработки проб пресных вод.

На местности смена планшетов производится один раз в неделю на территории лаборатории внешней дозиметрии АЭС, а на метеостанциях — ежедневно (на метеостанциях — в 7 ч 30 мин по местному декретному времени).

4.3. ВОЗДУХОФИЛЬТРУЮЩИЕ УСТРОЙСТВА

По своей чувствительности воздухофильтрующие устройства значительно превосходят сборники радиоактивных выпадений из атмосферы. Для наиболее эффективного контроля за распространением в атмосфере радиоактивных выбросов АЭС необходимо обеспечить возможность уверенного определения полного изотопного состава проб аэрозолей, для чего производительность фильтрующего устройства и эффективность улавливания аэрозолей должны быть достаточно высокими. Такая возможность реализована в фильтрующих установках серии «Тайфун». В качестве фильтрующего элемента в них применяется высокоэффективная фильтроткань для улавливания радиоактивных аэрозолей и сорбционный фильтр для улавливания газообразного радиойода.

Недостатками фильтрующих установок являются необходимость подводки электроэнергии для питания электродвигателей, а также сравнительная дороговизна и сложность обслуживания. Желательно было бы по возможности совместить высокую чувствительность фильтрующего устройства с простотой и дешевизной конструкции марлевого планшета. В какой-то мере этим требованиям отвечает простое устройство из марли, свободно продуваемое ветром, предназначенное для массового отбора проб радиоактивных аэрозолей на местности в районе расположения АЭС или в зоне, загрязненной при радиационной аварии, вдали от источников электропитания.

Описание воздухофильтрующих устройств. Для отбора проб аэрозолей и газообразного йода из приземной атмосферы в окрестностях АЭС предназначена воздухофильтрующая установка «Тайфун-4». Ее общий вид схематично изображен на рис. 4.2.

Рис. 4.2. Воздухофильтрующая установка «Тайфун-4». 1 — отводная труба, 2 — интегрирующий расходомер, 3 — воздуходувка, 4 — фильтродержатель.

Фильтродержатель 4 представляет собой редкую жесткую сетку, выполненную в виде двускатной поверхности с тупым углом между составляющими плоскостями, что облегчает обслуживание установки. На фильтродержателе размещаются йодный фильтр, поверх него — аэрозольный фильтр, которые прижимаются по контуру рамкой. Воздух с газоаэрозольными радиоактивными примесями с помощью воздуходувки 3 засасывается через фильтр, лежащий на фильтродержателе 4. Чистый воздух, пропущенный через фильтр, проходит через интегрирующий расходомер 2, откуда через вертикальную трубу 1 выбрасывается вверх в атмосферу, что затрудняет его повторное засасывание в фильтрующее устройство. Установка размещена в защитной будке, которая запирается на замок и для поступления наружного воздуха имеет окна с жалюзи, снабженными снего- и каплезадерживающими карманами (на рисунке карманы не показаны). Для предотвращения снежных заносов пол будки приподнят над поверхностью Земли на столбиках.

В качестве аспиратора используется центробежная воздуходувка высокого давления производительностью 400 м3/ч, для измерения объема профильтрованного воздуха — газовый счетчик РГ-400, в качестве аэрозольного фильтра — фильтроткань ФПП-15-1,5, в качестве йодного фильтра — сорбционный фильтрующий материал СФМ-И с марлевыми защитными слоями сверху и снизу.

При нормальной работе АЭС, когда не происходит повышенных выбросов радионуклидов в атмосферу, проба с помощью «Тайфуна-4» отбирается в течение недели, что вполне достаточно для контроля за колебаниями фоновых уровней радиоактивности в атмосфере. Если же произошел повышенный выброс радионуклидов, экспонирование фильтра должно быть прервано и проведен его досрочный изотопный анализ.

В пунктах контроля, в которых есть возможность ежедневной смены фильтра, например на метеостанциях или на территории лаборатории внешней дозиметрии АЭС, которая обычно расположена в жилом поселке атомной электростанции, аэрозольные пробы отбираются с суточной экспозицией. Для этого используется фильтрующая установка «Тайфун-3». Конструктивное оформление и схема размещения этой установки в защитной будке те же, что и установки «Тайфун-4». Отличие состоит в том, что в установке «Тайфун-3» используется воздуходувка большой производительности типа 48ЦС-48 (4800 мЗ/ч), соответственно увеличена и площадь фильтра до размеров полных стандартных листов, поставляемых заводом-изготовителем. Защитная будка используется та же самая.

Мощность электродвигателя этой установки в разных модификациях составляет 8 — 11 кВт, поэтому для уменьшения шума воздуходувка покрыта звукопоглощающим материалом.

Для массовых измерений на местности в качестве простого и дешевого устройства, продуваемого ветром, используется марлевый конус (сачок), натянутый на проволочный каркас и насаженный на штангу, воткнутую в землю. Ось конуса располагается горизонтально, под прямым углом к штанге, на высоте 1,5 м над поверхностью Земли. Каркас состоит из трех ребер жесткости, которые являются образующими марлевого конуса и крепятся к основанию конуса — проволочному кольцу. На диаметрально противоположных сторонах кольца из этой же проволоки выгибаются две петельки, с помощью которых каркас конуса свободно надевается на штангу. Нижняя петелька каркаса опирается на шайбу на штанге так, чтобы обеспечить свободное ориентирование марлевого конуса по ветру. Диаметр основания марлевого конуса (отверстия сачка) — 38 см, длина образующей конуса — 110 см. При таких габаритах продуваемость конуса ветром составляет 80%. Во время штиля, когда через марлю воздух не продувается, конус, растянутый на каркасе, работает как планшет.

Эффективность улавливания конусом радиоактивных аэрозолей зависит от погодных условий и дисперсности аэрозольных частиц. Хуже всего улавливаются частицы размерами около 0,1 мкм, что соответствует «старым» (давно образовавшимся) радиоактивным аэрозолям глобального происхождения. В сухую погоду эффективность улавливания этих частиц марлевым конусом в среднем составляет 3%, а в дни с осадками 6%. Эффективность улавливания недавно образовавшихся, «свежих» аэрозольных частиц, которые обогащены частицами с размерами 0,01 и 1 — 10 мкм, значительно выше и в сухую или снежную погоду составляет около 80%, а при выпадении дождей — близка к 100%.

В небольших пределах эффективность марлевого конуса зависит также от скорости ветра, интенсивности осадков и продолжительности экспонирования. Учет всех этих факторов при вычислении концентрации радиоактивных аэрозолей в воздухе делает такие расчеты слишком неудобными для практического использования. Поэтому при оснащении разветвленной сети контрольных пунктов марлевыми конусами концентрация радиоактивности в воздухе определяется методом привязки к данным, полученным с помощью фильтрующих установок в тех пунктах, где они работают параллельно с рядом установленными конусами. При этом скорость ветра и другие погодные условия в пунктах контроля, оснащенных марлевыми конусами, за время экспозиции в среднем должны быть примерно одинаковыми с таковыми в пунктах, где расположена фильтрующая установка, т.е. район привязки не должен быть очень большим.

Методика отбора проб. Для фильтрации воздуха с помощью установок «Тайфун-3» и «Тайфун-4» используется одновременно фильтроткань типа ФПП-15-1,5 и сорбционно-фильтрующий материал для улавливания газообразного йода типа СФМ-И. Запас фильтров должен храниться в помещении в полиэтиленовой упаковке, предохраняющей от загрязнения пылью. Формат фильтра для установки «Тайфун-3» соответствует размерам поставляемых стандартных листов 1500 x 650 мм, для установки «Тайфун-4» используется половина стандартного листа размером 750 x 650 мм. При разрезании листа фильтра СФМ-И пополам кромки разрезов на обеих половинках сразу же перекрываются полоской фильтра ФПП марлевой подложкой наружу, чтобы сорбент не высыпался через разрез. Размеры полоски 60 x 650 мм, ее ворсистая сторона хорошо прилипает к поверхности фильтра СФМ-И, т.е. специальных мер по закреплению полоски на кромке разреза обычно не требуется.

Для замены фильтров на установках, расположенных в разных пунктах местности, оператор в лаборатории заворачивает каждый фильтр, обрезанный по надлежащему формату, в отдельный лист бумаги и вкладывает в отдельный полиэтиленовый пакет.

В пункте контроля после выключения воздуходувки, не снимая экспонированный фильтр с фильтродержателя, оператор измеряет его активность радиометром на высоте около 2 см над поверхностью фильтра и записывает результаты измерений. Затем записывает показания расходомера установки, открывает прижимную рамку фильтродержателя, снимает верхний фильтр ФПП, складывает его вдвое верхней поверхностью внутрь и далее — многократно до удобного для упаковки формата. Снятый верхний фильтр заворачивается в отдельный лист бумаги, на котором предварительно надписываются данные по следующей форме:

1. название пробы (ФПП, СФМ, марлевый конус),

2. название или номер пункта отбора пробы,

3. даты и время начала и окончания отбора пробы,

4. показания расходомера фильтрующей установки,

5. показания радиометра.

Завернутый фильтр вкладывается в отдельный полиэтиленовый пакет.

Затем радиометром измеряется активность второго фильтра, улавливающего газообразную фракцию радиоактивных изотопов йода. При снятии йодного фильтра с фильтродержателя складывать его следует осторожно, не придавливая на перегибах, чтобы не нарушить равномерность распределения сорбционного наполнителя внутри фильтра. В случае отсутствия изотопов йода в экспонированном фильтре его можно использовать многократно, поскольку верхний фильтр предохраняет его от загрязнений.

Запаковывается йодный фильтр отдельно, на него заполняется отдельная сопроводительная записка по той же форме.

Перед установкой новых фильтров и включением воздуходувки зимой из-под снегозащитных карманов в будке удаляют накопившийся снег, а летом — семена, листья растений или другой мусор. После установки фильтра этого делать нельзя, поскольку фильтр можно загрязнить пылью, поднятой при уборке.

После уборки на фильтродержатель накладывается чистый йодный фильтр, ровно, без морщин и щелей по краям, а сверху непосредственно на него накладывается аэрозольный фильтр марлевой основой вниз. Весь воздух, засасываемый установкой, должен пройти через оба фильтра, поэтому образование щелей недопустимо. В фильтрующей установке используется модификация сорбционного фильтра с марлевыми защитными слоями сверху и снизу сорбционного слоя. Марлевая основа верхнего фильтра не прилипает к марлевому защитному слою нижнего, поэтому фильтры легко отделяются один от другого и при неправильном наложении верхний фильтр следует снять и уложить заново. Правильно уложенные фильтры прижимаются по краям рамкой. После этого включается воздуходувка и будка запирается на замок.

Нельзя включать «Тайфун-3» без фильтров, поскольку обмотка мощного электродвигателя воздуходувки может сгореть. При смене фильтров необходимо провести наружный осмотр фильтрующей установки, проверить отсутствие щелей во всех фланцевых соединениях. Раз в год в обязательном порядке следует проводить замену смазки в подшипниках и их профилактический осмотр.

Фильтры на установках «Тайфун-4» меняются один раз в неделю, одновременно с заменой марли на планшетах в пунктах контроля на местности. Фильтры на установках «Тайфун-3» меняются ежедневно, в одно и то же время, на метеостанциях — в 7 ч 30 мин по местному декретному времени. Установки работают в непрерывном режиме и выключаются только для замены фильтров. Если персоналом АЭС зафиксирован повышенный выброс радиоактивных продуктов в атмосферу, производится внеочередная смена фильтров, которые сразу же поступают на измерение активности.

Марлевые конуса также заменяются один раз в неделю одновременно с заменой планшетов и фильтров на фильтрующих установках. Для изготовления конусов рулон марли стандартного формата раскраивается зигзагообразно на всю ширину полотнища и из получившихся листов треугольного формата централизованно в швейной мастерской сшиваются конуса, которые хранятся в помещении в полиэтиленовой или бумажной упаковке, предохраняющей их от комнатной пыли. Для изготовления конусов используется отбеленная медицинская марля. Формат марли, сшитой в форме сачка: ширина сложенной плоско горловины 59,5 — 60 см, длина боковой стороны 110 см с припуском 2 см на пришивание к кольцу проволочного каркаса.

Для замены марлевых конусов в пунктах контроля на местности чистый конус заворачивается в лаборатории в отдельный лист бумаги и вкладывается в отдельный полиэтиленовый пакет.

В пункте контроля перед снятием экспонированного марлевого конуса с каркаса проверяется его активность с помощью переносного радиометра, результаты измерения записываются. Снятый конус складывается в несколько раз и заворачивается в сопроводительную записку по форме, приведенной выше. В графе 4 (показания расходомера) ставится прочерк. Если конус мокрый или забит снегом, он вкладывается непосредственно в полиэтиленовый пакет, горловина которого тщательно перевязывается, и вместе с заполненной сопроводительной запиской вкладывается во второй полиэтиленовый пакет.

Новый чистый марлевый конус натягивается на проволочный каркас и пришивается по окружности кольца тонкой медной проволочкой, для чего края марлевого конуса (припуск) загибаются внутрь каркаса, прислоняются к боковой поверхности конуса и простегиваются по периметру вблизи кольца каркаса. Края проволочки не закрепляются. Проволочка может использоваться многократно.

В экстраординарных случаях при необходимости срочной замены марлевого конуса в крайне неблагоприятных погодных условиях (сильный ветер, пурга, сильный мороз) допускается замена всего конуса вместе с каркасом на новый, обшитый марлей заранее в лаборатории. В этом случае транспортировка нового конуса к пункту контроля производится в полиэтиленовом мешке, в который после замены упаковывается экспонированный конус вместе с каркасом.

В лаборатории марлевые конуса обрабатываются так же, как и марля с планшетов.

Перед обработкой и фильтры, и марлевые конуса разделяются при необходимости на высоко- и низкоактивные. Методика работы и меры предосторожности при этом те же, что и описанные выше при работе с пробами атмосферных выпадений.

Подготовка и измерение проб. Пробы радиоактивных аэрозолей и выпадений, собранные в окрестностях АЭС, предварительно просматриваются на гамма-спектрометре с целью оперативного контроля за появлением в окружающей среде йода-131 и других «свежих» радиоактивных изотопов, отсутствующих в составе глобального фона. Для этого проба в той же упаковке, в которой она была привезена в лабораторию, помещается на детектор спектрометра, и по виду спектра оператор «на глаз» делает качественное заключение о наличии или отсутствии «свежих» радиоактивных продуктов в пробе. Допускается просмотр нескольких проб одновременно.

Если в пробе обнаружен йод-131 или состав пробы отличается от изотопного состава глобального фона, освобожденная от упаковки проба выпадений или марлевый конус заворачивается в кусочек чистой фильтроткани ФПП без марлевой основы и прессуется в стандартный брикет под давлением 150 атм с помощью ручного гидравлического пресса типа ПГПр. При таком давлении фильтроткань плавится и брикет получается в оболочке с чистой и гладкой поверхностью, на которой шариковой ручкой надписывается шифр пробы. Проба аэрозолей, отобранная на фильтр ФПП или СФМ-И, прессуется без марлевой основы. Брикет измеряется на гамма-спектрометре для количественного определения изотопного состава.

При высокой активности пробы в ней возможно наличие горячих аэрозольных частиц, расположенных неравномерно в брикете. В этом случае измерение необходимо повторить, перевернув брикет другой стороной к детектору, и взять среднее из двух измерений.

Если в пробе йод-131 не обнаружен и активность ее невелика, для повышения точности измерений активность следует сосредоточить в минимальном объеме, для чего проба озоляется в муфельной печи при температуре 450 °C. При более высоких температурах происходит заметная возгонка таких летучих изотопов, как цезий и рутений, поэтому необходимо следить за температурой озоления. Йодный фильтр не озоляют, поскольку йод очень летуч.

Для озоления марля или фильтр ФПП, снятые с планшета, конуса или фильтрующей установки, помещаются в фарфоровый (или стеклографитовый) тигель № 6. С фильтра осторожно снимается марлевая основа, и проба складывается рабочей стороной внутрь во избежание потери радиоактивных аэрозольных частиц. Следует тщательно следить, чтобы при снятии марлевой основы на ней не осталось ворса фильтра, несущего радиоактивность. Пробы укладываются в пронумерованные тигли, причем каждая следующая проба берется только после записи в лабораторном журнале и укладки предыдущей пробы в свой тигель. Номер на тигле пишется огнеупорными чернилами, приготовленными по следующему рецепту: сурик — 3 г, азотно-кислый кобальт — 1 г, сода — 1 г, глицерин — до образования кашицы.

Тигли с пробами сначала ставятся на электроплитку для предварительного обугливания, при этом они закрываются крышками, чтобы избежать воспламенения, поскольку при появлении открытого пламени возможны потери радиоактивных продуктов, находящихся в пробе в виде летучих соединений. После обугливания тигли ставятся без крышек в муфельную печь для прокаливания.

Допускается установка проб в холодную муфельную печь без предварительного озоления на электроплитке. В этом случае тигли обязательно накрываются крышками, и предварительное обугливание проб происходит в процессе постепенного разогревания первоначально холодной печи.

Высокоактивные пробы озоляются в муфельной печи, расположенной в отдельном вытяжном шкафу.

Количество золы, полученной при сжигании пробы, зависит от запыленности атмосферы, сезона года и места отбора проб.

Для измерения суммарной бета-активности и проведения гамма-спектрометрического анализа зола упаковывается в стандартную подложку. Если озоленная проба не помещается в подложку целиком или по предварительным оценкам ее активность очень велика, отвешивается ее аликвота, что учитывается потом при расчете активности всей пробы.

Перед повторным использованием тигли и подложки тщательно сначала промываются 20%-ным раствором азотной кислоты (или 10%-ным раствором соляной кислоты), затем водопроводной водой, ополаскиваются дистиллированной водой и высушиваются. После работы с высокоактивными пробами тигли и подложки моются отдельно, на другом рабочем месте.

Измерение суммарной бета-активности проб производится с помощью счетной установки — универсального радиометра бета-излучения типа РУБ-01П, в качестве калибровочного препарата используется стандартный образец стронция с иттрием-90, поправка на самопоглощение бета-излучения в пробе при стандартном диаметре подложки 17 мм вводится начиная с массы золы, равной 100 мг.

Проба или ее часть, упакованная в подложку, называется счетным образцом. Рекомендуется измерять каждый счетный образец с активностью, скорость счета которой менее 1 имп/с, в течение 1000 с. Если скорость счета примерно такая же, как и фон установки, рекомендуется увеличить время измерения до 1800 с (30 мин). Дальнейшее увеличение времени счета обычно не улучшает точности измерений из-за нестабильности фона и работы аппаратуры. Если фон достаточно стабильный, его следует определять не после каждого измерения счетного образца, а через каждые 10 измерений в течение 1000 с.

Если скорость счета от измеряемого образца составляет 2000 имп/с и более, на результат измерений заметное влияние начинает оказывать «мертвое время» детектора. В таких случаях следует отодвинуть пробу от детектора настолько, насколько позволяет конструкция прободержателя, а если это не помогает, приготовить новый счетный образец. Для этого золу извлекают из подложки и отвешивают ее аликвоту, из которой делают новый счетный образец.

Счетный образец, приготовленный из пробы аэрозолей или атмосферных выпадений, измеряется два раза: через 1 сут после окончания отбора пробы и через 4 сут, когда короткоживущие изотопы естественного происхождения в пробе уже распались. После этого проба поступает на гамма-спектрометрический анализ. Если по результатам первого измерения радиоактивность выпадений превышает 120 Бк/(м2·сут) (3 мКи/(км2·сут)) или концентрация радионуклидов в воздухе выше 3,7·10-2 Бк/м3 (10-12 Ки/м3 = 10-15 Ки/л), то второе измерение не делается и проба сразу передается на изотопный анализ.

Если активность пробы высока, изотопный гамма-спектрометрический анализ пробы производится без перепаковки, в той же подложке, что и при проведении бета-измерений. Если проба имеет большой объем и не вся поместилась в подложку или же активность одной пробы недостаточна для гамма-спектрометрии, то в качестве подложек применяются прозрачные пластмассовые цилиндрические баночки глубиной 10 мм и диаметром 26,5 и 46,5 мм с плотно закрывающимися крышками, толщина стенок и донышка баночек 2 мм. Могут применяться баночки и других размеров.

Пробы малой активности объединяются, тщательно перемешиваются и помещаются в баночку большего размера, которая закрывается крышкой. Если при этом баночка не полная, поверхность золы покрывается кружком из кальки, поверх вкладывается кусочек ваты и придавливается крышкой, чтобы проба не пересыпалась внутри баночки и не нарушалась стандартная геометрия измерений.

Гамма-спектрометр должен быть отградуирован для всех используемых геометрий измерений с помощью образцовых спектрометрических гамма-источников (ОСГИ) пониженной активности, изготовленных по специальному заказу, и образцовых радиоактивных растворов (ОРР), аттестованных по первому разряду. Рекомендуемая активность изотопов в наборе ОСГИ приводится в [4].

Для гамма-спектрометрического анализа проб низкой активности используется германиевый диффузионно-дрейфовый детектор с высокими чувствительностью и энергетическим разрешением, например типа ДГДК-100В. Для уменьшения гамма-фона используется пассивная комбинированная защита из железа толщиной 200 мм (наружный слой), из свинца — 10 мм, из кадмия — 1 мм и из меди 0,2 мм. Для измерения проб очень высокой активности используется детектор меньшего объема (например, ДГДК-20).

Для предварительного просмотра проб может использоваться более чувствительный и простой в обслуживании большой сцинтилляционный детектор на основе иодистого натрия типа БДБСЗ с высоким разрешением в такой же пассивной защите от внешнего гамма-излучения. Сцинтилляционный детектор может использоваться и для количественных измерений, но только для проб с очень простым изотопным составом (2 — 3 изотопа, фотопики которых имеют хорошее разрешение по энергиям).

Методика гамма-спектрометрического анализа описана в [4, 5, 7].

После проведения гамма-спектрометрического анализа объединенные пробы передаются на радиохимический анализ для определения содержания в них долгоживущего стронция-90.

Исключение делается для отдельных проб с высокой бета-активностью, в которых гамма-спектрометрический анализ не обнаружил повышенное содержание изотопов, которое могло бы объяснить высокую бета-активность пробы. Такие пробы передаются на радиохимический анализ без объединения с другими.

Методика радиохимического анализа описана в [17]. После радиохимических операций полученный счетный образец измеряется на той же установке РУБ-01П.

4.4. СРЕДСТВА КОНТРОЛЯ ЗА РАДИОАКТИВНЫМ ЗАГРЯЗНЕНИЕМ ПОЧВЫ

Радиоактивные выпадения из атмосферы, попавшие на поверхность почвы, задерживаются на ней. Радионуклиды с большим периодом полураспада накапливаются в поверхностном слое почвы. Это позволяет определять суммарное значение выпадений за продолжительный период времени. Исследование вертикального распределения радионуклидов по профилю почвы позволяет не только правильно определить содержание радиоактивных веществ в почве, но и оценить мощность дозы, вызванную гамма-излучением того или иного радионуклида, оценить скорость миграции радионуклида в почве, выявить низкие уровни промышленного загрязнения на фоне глобального или «свежие» радиоактивные выпадения на фоне «старого» загрязнения, а также оценить количество радионуклида в корнеобитаемом слое почвы.

Одним из методов контроля за радиоактивным загрязнением почвы является метод отбора проб почвы с последующим их гамма-спектрометрическим анализом в лабораторных условиях. Для контроля также может быть использован метод непосредственного гамма-спектрометрического анализа гамма-излучения, испускаемого почвой, в полевых условиях с помощью портативного гамма-спектрометра.

Для того чтобы результаты измерений могли быть распространены на исследуемую территорию, а не характеризовать только место отбора пробы, сами места отбора проб должны быть представительными. Представительность отобранной пробы может быть обеспечена в том случае, если поверхность почвы в месте отбора не подвергается смыву во время ливней или паводковыми водами, а также не может быть смещена сильными ветрами в результате эрозии. В месте отбора проб также не должно быть наносов почвы. Отбор проб следует проводить на открытых горизонтальных участках с ненарушенной структурой и так, чтобы на эти участки не могла попасть почва, смываемая с соседнего участка. Если при отборе проб почвы необходимо провести его в лесном массиве, то следует учитывать фильтрующее действие кроны деревьев и наличие подстилки, сквозь которую проникает лишь часть выпавшего загрязнения.

В результате миграции радионуклиды проникают в глубь почвы. Скорость такого проникновения зависит от состояния поверхности почвы и ее влажности. Глубина проникновения на легких почвах для глобального цезия-137 может достигать 50 см, а для стронция-90 — 100 см. Однако основное количество радионуклида сосредоточено в верхнем 10-сантиметровом слое почвы. Поэтому наиболее тщательно проводят обследование вертикального распределения загрязнения в этом верхнем слое почвы.

В зависимости от величины загрязнения можно рассматривать два случая отбора проб почвы: 1) отбор проб проводится в случае отсутствия заметного вклада мощности дозы гамма-излучения от выпавшего загрязнения; 2) мощность дозы на поверхности почвы обусловлена выпавшим загрязнением.

В первом случае для отбора проб почвы используют специальные пробоотборники цилиндрической формы диаметром 26 см (площадь 530 см2) и высотой 10 см (рис. 4.3);. Такая площадь отбора обеспечивает получение необходимого количества почвы для надежных измерений даже при делении отобранной пробы на слои толщиной 0,5 см. Увеличение высоты пробоотборника нежелательно, так как вынимать монолит почвы из высокого пробоотборника будет сложно. Для обеспечения необходимой прочности пробоотборник выполнен из стали с толщиной стенки 5 мм. С нижней стороны пробоотборник заточен. Заточка выполняется с наружной стороны так, чтобы проба почвы, попадающая внутрь пробоотборника при забивании его в землю, не деформировалась. В верхней части пробоотборника имеется утолщение, укрепляющее его корпус и устраняющее деформацию корпуса при забивании пробоотборника в землю. Внутренний диаметр пробоотборника около его режущей кромки несколько меньше, чем в остальной части, что позволяет вставлять внутрь пробоотборника алюминиевый контейнер, в который входит проба в процессе забивания пробоотборника в землю, в дальнейшем проба транспортируется в этом контейнере. В верхней части пробоотборника снаружи сделан выступ, позволяющий забивать пробоотборник в почву на определенную глубину. Пробоотборник снабжен массивной крышкой, по которой и наносятся удары при забивании его в землю. Забитый в землю пробоотборник обкапывают и, подрезая снизу почву специальным резаком, вынимают пробоотборник вместе с отобранной пробой из почвы. Отобранный монолит почвы, находящийся внутри алюминиевого цилиндра, закрывают с обеих сторон крышками, заворачивают в бумагу и в таком виде транспортируют в лабораторию без нарушения структуры отобранного монолита.

Рис. 4.3. Пробоотборник для верхних горизонтов почвы естественного залегания.

Для исследования вертикального распределения загрязнения отобранный монолит почвы делят на слои. Толщина первых четырех слоев по 0,5 см, следующих четырех слоев — по 1 см и последующих двух слоев — по 2 см.

Поскольку загрязняющие радионуклиды могут попасть в почву и на глубину более 10 см, для исследования их вертикального распределения используется другой пробоотборник, позволяющий также проводить отбор проб почвы на глубину 40 — 50 см и на пахотных участках. Схематический чертеж такого пробоотборника приведен на рис. 4.4. Поскольку в этом случае уже нет необходимости определять содержание радионуклидов в тонких слоях почвы, его диаметр меньше, чем у предыдущего. Пробоотборник выполнен в виде разбирающегося на две половины цилиндра. Снизу обе половины скреплены муфтой с режущей кромкой, а сверху специальным колпаком, ударами по которому и забивают пробоотборник в грунт. В боковой стенке колпака и полуцилиндрах корпуса пробоотборника имеются отверстия, в которые вставляется рукоятка. С помощью рукоятки пробоотборник удерживается в вертикальном положении при забивании в грунт и вытаскивается из грунта.

Рис. 4.4. Пробоотборник для глубинных горизонтов почвы. 1 — ручка-вороток, 2 — колпак, 3 — полуцилиндр с муфтой, 4 — полуцилиндр съемный, 5 — муфта.

Площадь пробоотборника 100 см2, высота 70 см. Уменьшенный диаметр пробоотборника по сравнению с вышерассмотренным объясняется тем, что для пахотных почв и для глубин более 10 см изменение содержания радионуклидов в почве с глубиной значительно меньше, чем для поверхностного слоя почвы, что позволяет проводить исследование более толстых слоев, а следовательно, отбираемые пробы могут быть меньшего диаметра. Кроме того, уменьшение диаметра рассматриваемого пробоотборника по сравнению с используемым для поверхностного слоя почвы позволяет с меньшими усилиями исключить попадание почвы из верхних слоев в нижние. После забивания пробоотборника в почву его выкапывают, разбирают на две половинки, а отобранную пробу делят на куски высотой по 5 см. Пробы упаковывают в полиэтиленовые мешки и заворачивают в бумагу, снабжая этикетками с подробным описанием места отбора пробы и состояния поверхности почвы.

При исследовании вертикального распределения радионуклидов в верхнем слое почвы отобранный монолит должен быть разделен на тонкие слои с хорошей точностью. Для этой цели предназначен специальный делитель, схематический чертеж которого приведен на рис. 4.5. Корпус делителя представляет собой цилиндр, набранный из колец различной толщины. Внутрь корпуса помещается отобранный монолит почвы. Чтобы поверхность монолита почвы можно было с хорошей точностью совместить с поверхностью корпуса делителя, дно делителя изготовлено подвижным, с изменяющимся углом наклона. Для установки пробы в делителе его корпус снабжен решетчатой крышкой, к которой и прижимается проба путем изменения положения дна корпуса. Затем положение дна корпуса фиксируется. Крышку корпуса снимают и, последовательно убирая нужное количество колец заданной толщины, срезают выступающую над верхним торцом корпуса часть монолита пробы почвы. Минимальная толщина срезаемого слоя равна 5 мм, точность среза 1 мм. Таким образом удается определять вертикальное распределение радионуклидов в почве с необходимой точностью.

Рис. 4.5. Делитель монолитных проб почвы

При повышенных уровнях радиоактивного загрязнения почвы, когда заметен вклад этого загрязнения в мощность дозы гамма-излучения, измеряемую радиометром, для отбора проб почвы используют пробоотборник в виде стального кольца диаметром 14 см (площадью 154 см2) и высотой 5 см, который одновременно является контейнером и для перевозки, и для измерения. Для определения содержания радионуклида в пробе ее измеряют в двух положениях: верхней поверхностью к детектору и нижней стороной к детектору. По отношению полученных значений зарегистрированного гамма-излучения судят о вертикальном распределении изотопов по толщине пробы и соответственно о содержании загрязнения в отобранной пробе. Для исследования вертикального распределения (более точного) пробу делят на два слоя толщиной по 0,5 см, два слоя по 1 см и один слой толщиной 2 см. В случае необходимости исследования вертикального распределения изотопов по профилю почвы, после забивания в почву первого пробоотборника поверх него забивается следующий, так чтобы общая глубина оказалась равной 10 см. Для более глубокого отбора следует использовать пробоотборник, рассмотренный выше. Этот пробоотборник, как и в предыдущем случае, забивается в то место, где была отобрана поверхностная проба. Исследование вертикального распределения (несколько пробоотборников) целесообразно проводить в тех случаях, когда после выпадения радиоактивности на почву прошло более 4 лет, а для пойменных участков — более двух лет.

Все отобранные пробы должны быть снабжены этикетками, в которых указано точное местонахождение места отбора пробы, состояние поверхности почвы, растительности или толщина подстилки в лесу, тип леса или разнотравья, тип и механический состав почвы, степень увлажнения (удаленность от горизонта почвенных вод или от зеркала открытой воды, высота, расстояние), орография местности и крутизна склона.

Гамма-спектрометрический анализ отобранных проб может быть проведен с помощью как сцинтилляционной, так и полупроводниковой аппаратуры в зависимости от сложности радионуклидного состава.

Оперативная информация о радиоактивном загрязнении почвы может быть получена при использовании полевой гамма-спектрометрической аппаратуры. При сложном радионуклидном составе загрязнения такая аппаратура должна быть полупроводниковой, при простом (когда в почве из радионуклидов искусственного происхождения находится только два или три радионуклида, дающих основной вклад в гамма-излучение поверхности почвы) такая аппаратура может быть сцинтилляционной.

Для определения запасов изотопов и их вертикального распределения по профилю почвы проводят несколько измерений с коллимированным детектором. Первое измерение проводят, располагая детектор на высоте 1 м над поверхностью почвы, а второе — непосредственно на поверхности почвы. Результаты обоих измерений не должны различаться более чем на 20%. В противном случае выбранное место неоднородно по уровню загрязнения и поэтому непредставительно. После измерения на поверхности почвы снимают слой почвы толщиной 1 см с определенной площади, взвешивают его и проводят измерение на этом месте. Затем, также со взвешиванием, убирая последующие слои почвы, проводят измерения на глубинах 2 и 5 см. В каждом месте проводят измерение фона путем помещения коллимированного детектора на свинцовый экран толщиной 5 см. Фоновые измерения должны быть проведены как на поверхности почвы, так и на глубине 5 см. Методика обработки результатов гамма-спектрометрического анализа излучения с поверхности почвы и методика массового гамма-спектрометрического анализа отобранных проб почвы изложены в [4, 5].

4.5. МЕТОДЫ ОТБОРА И ОБРАБОТКИ ПРОБ ВОДЫ

Методики отбора и концентрирования проб одинаковы как для пресных, так и для морских вод. До глубины примерно 300 м процесс отбора проб и концентрирования радионуклидов (рис. 4.6) ведется одновременно [10].

Рис. 4.6. Схема процесса отбора и концентрирования проб поверхностной воды. 1 — погружной насос, 2 — поплавок, 3 — шланг, 4 — фильтровальная установка, 5 — абсорбер, 6 — расходомер.

Погружной вибронасос типа «Малыш», укрепленный на поплавке, спускается с борта экспедиционного судна или с берега на поверхность исследуемого водоема. По гибкому шлангу, подсоединенному к выходному патрубку насоса, вода подается последовательно на фильтрующую установку «Мидия-4», абсорбер и расходомер. В качестве расходомера используются счетчики холодной воды типа УБК-15 или ВКОС-1,6. При отсутствии расходомера можно пользоваться мерным баком известной емкости.

На рис. 4.7 приведена схема отбора и одновременного концентрирования проб глубинной воды большого объема шланговым пробоотборником «Спрут». Такой отбор не представляет трудности до глубины примерно 300 м. На бόльших глубинах сказывается гидравлическое сопротивление используемого шланга.

Рис. 4.7. Схема отбора проб воды пробоотборником «Спрут». 1 — трос гидрологический, 2 — груз, 3 — шланг типа КШ-20, 4 — насадка, 5 — вибронасос, 6 — шланг, 7 — фильтровальная установка, 8 — абсорбер, 9 — расходомер.

К гидрологическому тросу подвешивают груз, предназначенный как для затопления пробоотборного шланга, так и для уменьшения сноса при отборе проб с дрейфующего судна. Массу груза выбирают в зависимости от погодных условий. При штиле (или при работе на заякоренном судне) достаточно 20 — 30 кг, при сильном дрейфе следует увеличить массу груза. На некотором расстоянии от груза (около 1 м) закрепляют заборный конец пробоотборного шланга типа КШ-20. Затем трос опускают так, чтобы заборный конец шланга оказался на уровне воды, после чего устанавливают на нуль счетчик глубины. Трос и соединенный с ним шланг опускают на заданный горизонт, закрепляя через каждые 10 м к тросу. Отрезки шланга КШ-20 длиной 20 м каждый соединяют между собой специальными переходными штуцерами. По достижении заданного горизонта спуск прекращают, пробоотборный шланг через насадку подсоединяют к вибронасосу «Малыш». К выходному патрубку насоса подсоединяют шланг для подачи воды на борт судна. Насос на тросе или капроновом шнуре спускают в воду на глубину 0,5 — 1,0 м. К отбору пробы приступают примерно через 10 мин — время, необходимое для откачки воды более высоких горизонтов, находящейся в шланге, и промывки шланга водой нужного горизонта. Затем вода по шлангу подается на фильтровальную установку «Мидия», абсорбер и расходомер.

Фильтровальная установка «Мидия» предназначена для отделения взвешенного вещества из проб большого объема и позволяет производить фильтрацию со средней скоростью 500 л/ч. Устройство установки и принцип действия показаны на рис. 4.8. Высокая производительность достигается параллельным включением 10 фильтровальных секций. Фильтр диаметром 150 мм зажимается между секциями с помощью прижимного устройства. В установке используется составной фильтр: сначала закладывается бумажный фильтр типа «синяя лента», на который накладывается предфильтр из фильтроткани ФПП-15-1,5. Вода поступает в распределительную трубу, с которой соединены входные каналы всех фильтросекций. Пройдя через фильтры, вода через каналы фильтросекций поступает в выходную трубу и через отверстие выходит из установки. Смену фильтров целесообразно производить при снижении скорости фильтрации до 300 л/ч.

Рис. 4.8. Фильтровальная установка «Мидия». 1 — фильтры, 2 — секции фильтровальной установки, 3 — вход воды, 4 — входные каналы секций, 5 — выходные каналы секций, 6 — выход воды.

На рис. 4.9 приведена схема абсорбера, разработанного для извлечения растворенной части радиоактивной примеси на волокнистых сорбентах. Необходимое количество сорбента загружается в сменную гильзу и уплотняется в гильзе с помощью перфорированного диска и гайки. Диаметр гильзы определяется скоростью прокачки воды через сорбент. Комплект абсорбера содержит сменные гильзы трех диаметров — 50, 100 и 120 мм, — что позволяет производить прокачку со скоростью до 120, 500 и 700 л/ч соответственно. При этом сохраняется неизменность скорости прокачки через единицу площади, занятой сорбентом, при постоянной загрузке сорбента на единицу площади. Для обработки бульших объемов воды используются гильзы диаметром 100 и 120 мм. Гильза диаметром 50 мм используется для обработки проб сравнительно небольшого объема (50 — 300 л).

Рис. 4.9. Абсорбер. 1 — сорбент, 2 — сменная гильза, 3 — перфорированный диск, 4 — гайка, 5, 7 — прокладка, 6 — корпус, 8 — крышка, 9 — скоба, 10 — винт.

Гильза с сорбентом через прокладку вставляется в корпус. На гильзу через резиновую прокладку надевается крышка. Затем на корпус надевают скобу и поворотом винта герметизируют соединение.

По окончании прокачки требуемого объема воды фильтры и сорбент извлекают, подсушивают на воздухе и упаковывают в полиэтиленовые мешки, которые снабжают биркой с указанием необходимых данных: даты и горизонта отбора, объема пробы, места отбора и др. Радионуклидный анализ отобранных проб производится в лаборатории.

ПРИМЕНЯЕМЫЕ СОРБЕНТЫ

Сорбент для извлечения радиоцезия. Для извлечения радиоактивного цезия (137Cs, 134Cs), присутствующего в воде в растворимой форме, применяются сорбенты на основе разработанного в Московском текстильном институте волокнистого катионита ЦМ-К1, импрегнированного ферроцианидом меди [1]. Сорбенты на основе этого волокна обеспечивают практически 100%-ную степень сорбции радиоцезия в широком диапазоне изменения скорости прокачки. Проведенные модельные и натурные эксперименты показали, что 80 г такого сорбента, загруженного в гильзу диаметром 100 мм, обеспечивают практически полное извлечение растворенного в морской или речной воде радиоцезия при скорости прокачки до 500 л/ч.

Для приготовления сорбента берут 500 г волокна ЦМ-К1 (катионит на основе модифицированной целлюлозы) и замачивают в дистиллированной воде. Затем воду сливают, а волокно заливают 8 л 5%-ного раствора сернокислой меди (400 г медного купороса на 8 л воды) и перемешивают в этом растворе в течение 5 мин для равномерной пропитки всей порции волокна. Извлеченное из раствора волокно промывают водопроводной водой, периодически отжимая, чтобы удалить несвязанные ионы меди. Промытое волокно погружают в 5%-ный раствор железисто-синеродного калия.

Для приготовления этого раствора 400 г железисто-синеродистого калия растворяют в 8 л воды и добавляют 400 г хлористого натрия (балластные ионы). В течение 10 мин волокно обрабатывается в этом растворе, после чего волокно извлекают, прополаскивают водопроводной водой и снова обрабатывают в 5%-ном растворе сернокислой меди. Далее волокно промывают в водопроводной воде при периодическом отжимании и сушат на воздухе до воздушно-сухого состояния.

После высушивания волокно делится на несколько порций, каждая порция сорбента помещается в сушильный шкаф, где выдерживается при температуре 150 °C в течение 1 — 2 мин.

В качестве сорбента для извлечения радионуклидов, присутствующих в пресной воде в форме анионов, используется анионо-обменное волокно ЦМ-А2, обладающее свойствами сильноосновного анионита.

Натурные эксперименты показали, что 40 — 50 г волокна ЦМ-А2 (сухая масса) позволяют извлекать из воды не менее 95% хрома-51, присутствующего в воде модельного бассейна в форме аниона.

Сорбент для концентрирования 60Co, 54Mn, 65Zn. Для концентрирования 60Co, 54Mn, 65Zn, присутствующих в воде в растворенной форме, используется волокнистый сорбент на основе катионита ЦМ-К1, импрегнированного диоксидом марганца. Проведенные на морской воде методические опыты показали, что 60 г такого сорбента, загруженные в колонку диаметром 50 мм, обеспечивают в среднем 90%-ную степень сорбции растворенного 60Co при скорости прокачки до 120 л/ч.

Готовят сорбент следующим образом: 200 г волокна ЦМ-К1 смачивают водопроводной водой и помещают в 3%-ный раствор натриевой щелочи (4 — 5 л). Периодически, через 5 — 6 мин, волокно вынимают из раствора, отжимают и вновь опускают в раствор. Такую обработку продолжают в течение часа. Затем волокно извлекают, отжимают и промывают в течение 3 мин под струей водопроводной воды, вновь отжимают и помещают в 1%-ный раствор хлористого марганца. Периодически, через 3 — 4 мин, волокно извлекают из раствора, выжимают и вновь опускают в раствор. Такую обработку продолжают в течение 30 мин. После окончания этой операции волокно извлекают из раствора, отжимают, промывают в течение 3 мин под струей водопроводной воды при периодическом отжимании. Затем волокно помещают в 1%-ный раствор марганцево-кислого калия (4 — 5 л). Обработку волокна проводят так же, как в предыдущем растворе. По окончании этой операции волокно извлекают из раствора, отжимают и промывают в течение 15 — 20 мин под струей водопроводной воды при периодическом отжимании. После этого сорбент готов к использованию. До использования сорбент хранят во влажном состоянии в полиэтиленовом пакете.

Методика обработки проб пресной и морской воды для определения содержания стронция-90 описана в [9]. Ниже приводится методика отбора и обработки проб воды относительно небольшого объема для определения концентраций порядка 10-12 — 10-14 Ки/л.

ПРЕСНЫЕ (СЛАБОМИНЕРАЛИЗОВАННЫЕ) ВОДЫ

В пресноводных водоемах и водотоках только немногие радионуклиды присутствуют в воде преимущественно в растворимой форме (стронций-90, фосфор-32, натрий-24). Большинство радионуклидов поверхностных вод мигрирует в основном на взвешенных частичках, т.е. доля активности таких радионуклидов, связанная со взвесью, превышает 50% (Д > 0,5); Д — доля общей активности радионуклида, сорбированная на взвеси. Поэтому при концентрировании радионуклидов из проб пресной воды широко используется фильтрация. Рассчитав по данным гамма-спектрометрического или радиохимического анализа концентрацию радионуклидов в воде, обусловленную активностью взвеси, можно оценить валовое (взвесь плюс жидкая фаза) содержание радионуклидов, если для каждого радионуклида известно значение Д (в течение сезона для данного водоема оно меняется незначительно). Исходя из этого для контроля за радиоактивным загрязнением водохозяйственных объектов достаточно один раз в сезон проводить фильтрацию и упаривание параллельных проб воды и определять значение Д для всех радионуклидов, присутствующих в воде.

Концентрирование радионуклидов из проб пресной воды при объеме проб порядка 100 л целесообразно проводить с помощью оборудования, описанного ранее (погружной насос, многосекционная фильтровальная установка, держатель сорбента).

В случае отсутствия такого оборудования или невозможности применить его (нет источника электропитания) можно использовать методику, включающую отбор проб воды объемом около 100 л в полиэтиленовые емкости и фильтрацию отобранной воды с последующим пропусканием фильтра через ионообменные материалы.

После доставки полиэтиленовых емкостей (канистр объемом 10 или 20 л, полиэтиленовых баков с крышками) в намеченную точку отбора проб емкости следует сполоснуть водой. В каждую емкость заливают 1 — 2 л воды из контролируемого водоема, энергично встряхивают, затем эта вода выливается. Отбор пробы ведется из верхнего слоя воды с помощью полиэтиленового или эмалированного ведра. В емкости с узким горлом вода заливается через полиэтиленовую воронку. После заполнения емкостей доверху они закрываются крышками или пробками, в журнале регистрируется дата и место отбора пробы, отмечается число баков или канистр. Обработку пробы можно вести в два этапа: на первом этапе проводится фильтрация, на втором — собранный фильтрат пропускается через колонки с ионообменными материалами. Такой метод обработки целесообразно применять при работе с гранулированными ионитами, поскольку скорость фильтрации выше допустимой скорости пропускания через колонки.

В случае использования ионообменных материалов, в которых скорость сорбции радионуклидов значительно выше, и, следовательно, допустимы большие скорости пропускания фильтрата, процесс фильтрации и процесс пропускания фильтрата через ионообменные материалы или избирательные сорбенты можно совместить, присоединив колонку с ионообменным волокном к выходу фильтровальной установки (рис. 4.10). Перед обработкой проба заливается в бак, который для создания напора воды размещается на высоте 1,5 — 2 м над фильтровальной установкой, колонка закрепляется на 1 м ниже фильтровальной установки. Объем обработанной пробы воды определяется с помощью мерного бака. Установка фильтров в фильтровальную установку производится в следующем порядке. Ослабив винты, откидывают прижимные скобы 13, снимают кольцо вместе с крышкой 14. На рифленую поверхность фильтродержателя 15 помещают бумажный фильтр 16; диаметр фильтра 150 мм, тип «синяя лента».

Рис. 4.10. Односекционная фильтровальная установка для обработки проб объемом порядка 100 л. Схема обработки проб воды: 1 — бак с исходной пробой воды, 2 — фильтровальная установка, 3 — колонка с ионообменными материалами, 4 — мерный бак, 5 — 9 - краны, 10, 11 — зажимы, 12 — крышка колонки, 13 — прижимная скоба, 14 — крышка, 15 — фильтродержатель, 16 — фильтр.

Операцию накладывания фильтра следует проводить внимательно: фильтр опускается в плоскую ванночку с дистиллированной или водопроводной водой, после намокания осторожно накладывается на рифленую поверхность фильтродержателя. Края фильтра должны лежать на внешнем нерифленом участке фильтродержателя. На поверхности фильтра не должно быть складок и морщин. В противном случае фильтр выбрасывается, и операция повторяется с новым фильтром. Поверх бумажного фильтра накладывается предфильтр диаметром 150 мм из фильтрующего материала ФПП-15-1,5 волокнами на поверхность бумажного фильтра (марлевой основой наверх). Предварительно предфильтр из материала ФПП пропитывается этиловым спиртом. При обработке проб с большим содержанием взвешенных веществ полезно устанавливать еще один предфильтр, изготовленный из материала ФПП-70. Этот предфильтр должен иметь диаметр 130 мм и предназначен для задерживания наиболее крупных частиц взвесей. Использование указанных фильтров обеспечивает выделение из воды частиц крупнее 0,5 мкм.

Крышка фильтровальной установки осторожно устанавливается на место и равномерно прижимается скобами с винтовыми зажимами. Кран 5, расположенный в центре крышки, с помощью трубки соединяется с баком. Краны 7 и 8 следует закрыть, кран 5 — открыть. Для начала процесса фильтрации необходимо под фильтром создать разрежение с помощью любого насоса (например, насоса Комовского или водоструйного насоса и т.д.), который соединяется с фильтровальной установкой через кран 6. После того как под действием разрежения вода начинает поступать из бака в фильтровальную установку, кран 6 закрывается, чтобы избежать поступления фильтрата в насос после подъема уровня фильтрата в нижней части установки. Фильтрат по мере накопления сливается в мерный бак путем открывания крана (зажима) 8 или пропускается через колонку с ионообменным материалом. Короткая трубка, присоединенная к верхней части колонки с зажимом 11, необходима для удаления воздуха из верхней части колонки. В процессе работы трубка должна быть пережата. После пропускания через фильтр 20 — 50 л воды (в зависимости от мутности воды) фильтр забивается взвесью, и скорость фильтрации заметно падает. В этом случае требуется произвести замену фильтра. Для замены фильтра краны 5 и 8 закрываются, а кран 7 открывается. Через кран 6 пространство под фильтром соединяется с насосом. С помощью насоса создают разрежение для отсасывания воды из верхней части установки. Характерный свист воздуха, проходящего через влажный фильтр, свидетельствует о том, что воды под крышкой 14 нет и ее можно снять. После снятия крышки загрязнившийся предфильтр и фильтр отделяются от фильтродержателя (фильтр и предфильтр друг от друга не отделяются), складываются марлевой основой внутрь и помещаются в маркированный пакет из полиэтилена. В этот же пакет помещают все остальные фильтры, полученные при фильтрации данной пробы.

Установка нового комплекта фильтров производится в том же порядке, что и описанный выше. Крышка фильтровальной установки прижимается и закрывается, затем закрываются краны 6 и 7. После открывания крана 5 процесс фильтрации продолжается.

Для того чтобы взвесь не оставалась на дне и внутренних стенках полиэтиленовых емкостей, последнюю порцию воды из каждой емкости переливают в бак только после энергичного встряхивания емкости. Когда вся отобранная проба воды пропущена через фильтровальную установку, необходимо отобрать 3 — 4 л воды из мерного бака и перелить в верхний бак. Фильтрование этой порции воды ведется при непрерывном перемешивании содержимого бака 1 и споласкивании его стенок для полного удаления взвесей со дна и стенок бака.

На маркировке пакета с фильтрами необходимо указать шифр пробы, дату отбора, объем воды, определенный по мерному баку.

Как правило, для уменьшения объема измеряемого препарата фильтры с выделенными на них взвесями озоляются в муфельной печи при температуре не выше 400 °C. Перед озолением фильтры слегка подсушиваются на воздухе и помещаются в фарфоровые тигли. Если пробы взвесей содержат радиойод или другие радионуклиды, которые могут улетучиваться при сжигании, гамма-спектрометрический анализ проб взвесей производится без озоления фильтров (после гомогенизации материала).

При организации контроля за уровнем загрязнения водохозяйственных объектов после проведения гамма-спектрометрического анализа проб взвесей из объема воды 100 л следует сохранить золу фильтров с тем, чтобы по мере накопления проб объединить такие пробы и провести в конце года анализ объединенной пробы, что для долгоживущих радионуклидов будет эквивалентно измерению пробы большого объема.

СОРБЕНТЫ И ИОНООБМЕННЫЕ МАТЕРИАЛЫ, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ В ПРОЦЕССЕ КОНЦЕНТРИРОВАНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ ИЗ ПРОБ ПРЕСНОЙ ВОДЫ

Для извлечения ионов радиоцезия из пресной и морской воды рекомендуется использовать волокнистые материалы, импрегнированные ферроцианидом меди. Метод приготовления такого материала на основе волокна ЦМ-К1 описан выше. Избирательное поглощение ионов цезия и хорошие кинетические характеристики материала делают его очень удобным для контроля.

Масса сухого сорбента, помещаемого в колонку, составляет 40 г; объем воды, который можно обработать таким количеством сорбента, превышает 1000 л. Перед измерением сорбенты, как правило, озоляют в муфельной печи при температуре не выше 350 °C.

Извлечение ионов хрома-51 из пресной воды можно вести с помощью волокна ЦМ-А2 (сильноосновный волокнистый анионит). При массе сухого волокна 40 г в ионообменной колонке обеспечивается 90%-ное извлечение ионов хрома-51 из объемов воды до 300 л. Допускаются весьма высокие скорости пропускания воды через колонки с избирательным сорбентом и волокном ЦМ-А2 (несколько сот литров воды в час).

Гранульный ионит КУ-2-8 ЧС используется для концентрирования из воды стронция-90 и натрия-24, анионит АВ-17-8-ЧС — для извлечения ионов фосфора-32, хрома-51 и некоторых других радионуклидов.

Для концентрирования натрия-24 необходимо использовать катионит в H+-форме, для концентрирования других радионуклидов можно использовать этот ионит в Na-форме. Анионит АВ-17 может быть использован как в OH-форме, так и в Cl-форме.

Фильтрат пропускают последовательно через колонку с катионитом и анионитом. В каждую колонку помещают 300 — 500 мл ионита (перед использованием гранульные иониты заливают дистиллированной водой и выдерживают в течение суток для набухания). Скорость пропускания фильтрата через колонки не более 5 л/ч — удельная нагрузка 10 л в 1 ч на 1 л сорбента.

Поскольку контролируемые водные объекты отличаются по составу и общему содержанию минеральных солей в воде, при использовании гранульных ионитов необходимо экспериментально оценить максимальные объемы воды, которые можно обработать указанным количеством ионитов, не используя полностью их обменную емкость.

МОРСКАЯ ВОДА

Пробы поверхностной воды объемом 100 — 200 л могут быть отобраны насосом «Малыш», как описано ранее. При отсутствии насоса пробу такого объема можно отобрать полиэтиленовым или эмалированным ведром. Глубинная вода до 300 м отбирается шланговым пробоотборником.

С больших глубин воду отбирают батометрами большого объема. Для отбора проб глубинной воды используется жесткий батометр емкостью 100 л, принцип действия которого аналогичен принципу действия описанного в литературе модифицированного батометра Ван-Дорна. Схема работы батометра показана на рис. 4.11. Корпус батометра содержит верхнюю и нижнюю горловины. Горловины закрываются двумя коническими крышками, жестко соединенными между собой стержнем. Крышки плотно прижимаются к горловинам пружиной.

Рис. 4.11. Модифицированный батометр Ван-Дорна. а — в момент спуска на заданный горизонт, б — в момент срабатывания; 1 корпус батометра, 2 — горловины, 3 — крышка, 4 — стержень, 5 — пружины, 6 — спусковое устройство, 7 — гидрологический трос, 8 — посыльный груз.

Перед спуском крышки батометра открывают, закрепляя верхний конец стержня в пусковом устройстве, и подвешивают батометр на гидрологическом тросе. Во время спуска вода входит в батометр через нижнюю горловину, свободно проходит через него и выходит через верхнюю горловину. По достижении заданного горизонта по тросу пускают посыльный груз. При ударе о шток спускового механизма верхний конец стержня выходит из зацепления и под действием пружины крышки прижимаются к горловинам. Поднятую на борт воду сливают в емкости необходимого объема, после чего приступают к концентрированию радионуклидов.

Концентрирование проб морской воды. В емкость с отобранной пробой опускают насос «Малыш», который подает воду на фильтровальную установку и абсорбер с сорбентом. Для фильтрации объемов порядка 100 л удобно пользоваться ранее описанной установкой с одним фильтром, а в абсорбер устанавливается гильза малого диаметра (50 мм), в которую загружается необходимое количество сорбента. Так, для концентрирования радиоцезия загружается 20 г волокнистого сорбента. Скорость обработки проб объемом 100 л составляет 100 — 120 л/ч. Необходимую скорость подбирают, изменяя напряжение, подаваемое на вибронасос «Малыш». По окончании прокачки пробы из фильтровальной установки извлекают фильтры, а из абсорбера — сорбент, высушивают на воздухе и упаковывают в полиэтиленовые пакеты с указанием необходимых данных — даты и горизонта отбора, объема пробы, места отбора и др. Радионуклидный анализ ведется в лаборатории. Перед измерением сорбенты и фильтры, как правило, озоляют в муфельной печи при температуре не выше 400 °C для фильтров и 350 °C — для сорбентов.

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ВЫСОКИХ УРОВНЕЙ КОНЦЕНТРАЦИИ РАДИОНУКЛИДОВ (БОЛЕЕ 100 Бк/м3)

При определении таких уровней объем проб может составлять 10 — 20 л и менее. В случае морской воды методика отбора не отличается от ранее описанной, а для пресной воды, наряду с описанными выше методами, становится целесообразным применение метода упаривания пробы. Метод упаривания может быть применен также и для определения валового содержания радионуклида в пробе пресной воды объемом 100 — 200 л.

Упаривание проб проводится обычно в специальных электропечах. Конструкция таких печей должна обеспечить возможность удобного сбора осадка после упаривания. Чтобы избежать потерь радионуклидов, мощность электронагревательных элементов должна подбираться так, чтобы при упаривании температура воды оставалась ниже 100 °C (упаривание без кипения воды). На рис. 4.12 схематично показана электропечь для упаривания проб.

Рис. 4.12. Электропечь для упаривания проб воды. 1 — съемная ванна для воды, 2 — нихромовые спирали, 3 — теплоизоляция (стекловолокно), 4 — корпус печи.

Съемная ванна для воды, выполненная из нержавеющей стали, вмещает 40 л воды. Под ванной расположены нихромовые спирали, которые помещаются внутрь кварцевых трубок. Чтобы избежать бесполезных потерь тепла, применяется теплоизоляция, размещенная в сварном корпусе. Электропечь подключается к однофазной сети напряжением 220 В через автомат защиты, мощность электронагревателя 3 кВт. Скорость упаривания воды 3,3 л/ч (КПД печи 70%). Электрическая проводка и пускозащитное устройство должны быть рассчитаны на длительную работу при токе 14 А. Для индикации включения печи служит сигнальная лампа, снабженная защитным колпаком, для дублирования лампы на случай ее перегорания следует дополнительно установить неоновую лампу. Все операции (заливка воды в ванну, снятие и установка ванны) выполняются при отключенном сетевом напряжении. Корпус электропечи должен иметь защитное зануление (заземление).

В пробу воды, предназначенную для упаривания, в момент ее отбора вносятся кислота и стабильные носители радионуклидов. На 1 л пробы вносят 0,5 мл концентрированной серной кислоты и 10 — 100 мкг каждого носителя. Если вода в исследуемом водоеме слабо минерализована, полезно внести в ванну 3 — 5 г хлористого бария.

Упаривание производится следующим образом. В ванну электропечи заливают 25 — 30 л воды из пробы, предназначенной для упаривания. Включают печь, по мере испарения добавляют новые порции воды. Во избежание коробления металлической ванны дно ее должно всегда быть покрыто водой. В конце упаривания, когда объем воды в ванне уменьшится до 1,5 л, печь выключается. После остывания печи ванна снимается, и осадок вместе с остатками воды переливается в полиэтиленовую бутылочку емкостью 1 л. Стенки ванны и дно промываются раствором кислоты (1:10), для чего используют кусочек ваты. Для защиты рук применяют резиновые перчатки, используются пинцеты. Раствор кислоты после промывки сливают в ту же бутылочку, туда же помещают использованную вату. Бутылочку маркируют, указывая шифр пробы, ее объем, дату отбора, и закупоривают. Окончательное упаривание пробы (до сухого остатка) проводят в вытяжном шкафу под лампой, при этом содержимое бутылочки постепенно переносят в широкую фарфоровую чашку, установленную под лампой мощностью 500 Вт. Сухой остаток пробы, образовавшийся в фарфоровой чашке, прокаливают в муфельной печи при температуре 400 °C.

4.6. РАДИОМЕТРИЧЕСКАЯ СЪЕМКА МЕСТНОСТИ С ПОМОЩЬЮ АВИАЦИОННЫХ СРЕДСТВ

Современные методы контроля за состоянием радиоактивного загрязнения внешней среды в районах АЭС должны быть достаточно чувствительными, оперативными и производительными. Они должны осуществляться на основе современных достижений науки и техники с использованием средств автоматизации и вычислительной техники с минимальным привлечением людских ресурсов.

Широко распространенный метод контроля за загрязнением местности, осуществляемый посредством отбора проб почвы, воды и последующего анализа этих проб в лабораториях, обладает высокой чувствительностью, но достаточно трудоемкий. Для детального обследования загрязнения местности в пределах зоны наблюдения АЭС потребуется отобрать несколько сотен образцов почвы. Главным недостатком такого метода является его неоперативность. Фактические уровни загрязнения становятся известными лишь после лабораторных анализов отобранных образцов, спустя некоторое время после обследования, и не могут быть использованы в процессе обследования с целью его оптимизации. Кроме того, не все участки местности в районе АЭС в равной степени доступны для отбора проб. Лесные массивы, болота, сельскохозяйственные угодья в период произрастания на них растений являются труднодоступными. Отбор проб на таких участках не всегда может быть выполнен. Этих недостатков лишены прямые бесконтактные измерения уровней загрязнения методом авиационной гамма-спектрометрической съемки местности с самолета или вертолета.

ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ АВИАЦИОННОЙ ГАММА-СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКОЙ СЪЕМКИ

Использование для авиационной съемки современных гамма-спектрометров с полупроводниковыми детекторами (ППД) из высокочистого германия с высоким энергетическим разрешением и относительно высокой чувствительностью позволяет повысить точность измерений, упростить процесс обработки результатов и расширить область применения авиационной съемки. Высокое энергетическое разрешение ППД обеспечивает надежное разделение гамма-линий контролируемых радионуклидов техногенного происхождения и линий гамма-излучения естественных радионуклидов: урана, тория, калия и атмосферного радона, содержание которых в почве и приземной атмосфере изменяется в широких пределах в пространстве и во времени. При использовании сцинтилляционных спектрометров гамма-излучение естественных радионуклидов вносит существенные искажения в результаты съемки. Высокое энергетическое разрешение спектрометров с ППД в сочетании с относительно высокой чувствительностью делает их пригодными для измерения как высоких уровней загрязнения многокомпонентными смесями радионуклидов, что никогда не вызывало сомнения, так и для регистрации низких уровней, соизмеримых с глобальными. Так, при использовании детектора с относительной чувствительностью 20% и разрешением 1,8 кэВ минимальная плотность загрязнения местности цезием-137, определяемая методом авиационной съемки с высоты 50 м с погрешностью не более 20% при экспозиции 100 с при поверхностном характере загрязнения, составляет 0,1 Ки/км2. Минимальная концентрация цезия-137 в воде, измеряемая с высоты 25 м с той же погрешностью за то же время, составляет 5·10-10 Ки/л, что в 30 раз ниже предельно допустимой концентрации этого радионуклида в воде для лиц категории Б (ДКБ)

Методом авиационной гамма-спектрометрической съемки с использованием ППД можно решать следующие задачи:

• определение гамма-фона и начальных уровней загрязнения местности цезием-137 после выбора строительной площадки или после завершения строительства первой очереди АЭС до ее ввода в эксплуатацию;
• периодический контроль за состоянием радиоактивного загрязнения местности долгоживущими радионуклидами цезием-137, цезием-134, кобальтом-60 и др. при нормальной работе АЭС;
• получение оперативной информации о загрязнении территории вследствие радиационной аварии на АЭС, в том числе и информации о загрязнении водных объектов: водоема-охладителя и водохранилищ, расположенных в зоне воздействия аварии;
• периодический контроль за изменением радиационной обстановки на загрязненной территории, а также за эффективностью мероприятий, направленных на ликвидацию последствий аварии.

АППАРАТУРНЫЕ СРЕДСТВА АВИАЦИОННОЙ СЪЕМКИ И ИХ НАЗНАЧЕНИЕ

В состав бортового измерительно-вычислительного комплекса, устанавливаемого на вертолете Ми-8, входит портативная спектрометрическая аппаратура фирмы «ОРТЕК» (США), портативный персональный компьютер и ряд устройств отечественного производства вспомогательного назначения. Функциональная блок-схема аппаратурного комплекса показана на рис. 4.13. В качестве датчика используется полупроводниковый детектор гамма-излучения 1 типа ГЕМ-20180. Относительная эффективность детектора составляет 20%, энергетическое разрешение — 1,8 кэВ по гамма-излучению кобальта-60. Детектор размещается в стальном экране-коллиматоре 2, формирующем эффективный угол обзора местности на высоте съемки, близкий к 120 — 130°. Внутри экрана может устанавливаться дополнительный свинцовый экран-коллиматор 3 с углом обзора примерно 28°. Он используется при работе в зонах с уровнями радиации более 3 мР/ч (на высоте 1 м над поверхностью почвы). Толщина стенок стального экрана 4,5 — 7 см, свинцового — 4 см.

Рис. 4.13. Блок-схема аппаратурного комплекса для аэрогамма-спектрометрической съемки местности. 1 — полупроводниковый детектор гамма-излучения с сосудом Дьюара, 2 — стальной экран-коллиматор, 3 — дополнительный экран-коллиматор, 4 — многоканальный амплитудный анализатор, 5 — персональный компьютер, 6 — печатающее устройство, 7 — радиовысотомер.

Регистрация гамма-спектров производится 4096-канальным амплитудным анализатором «ОРТЕК-7500А» 4. Бортовой персональный компьютер 5 используется для автоматизации измерительного цикла, сбора и обработки информации. Кроме того, программа управления работой анализатора позволяет регистрировать ежесекундно общую скорость счета импульсов. Типы ландшафтов обследуемой территории вводятся в компьютер бортоператором в полете с помощью клавиатуры, которая служит своеобразным пультом управления работой всего комплекса. Вывод результатов обработки производится на печатающее устройство 6. Истинная высота полета измеряется радиовысотомером 7 типа РВ-5М и вводится в компьютер.

ГРАДУИРОВКА АЭРОГАММА-СПЕКТРОМЕТРА

Градуировка спектрометров может производиться двумя способами: путем измерений гамма-спектров над градуировочными площадками и водоемами во время зависания вертолета над ними на различных высотах либо в лаборатории с помощью точечных источников гамма-излучения.

В качестве градуировочных площадок следует использовать ровные горизонтальные участки местности с однородным ландшафтом и равномерным загрязнением. Размеры площадок для градуировки спектрометров, установленных на самолетах, должны быть не менее 1,5 — 3 км в длину и 500 м в ширину. Для спектрометров, установленных на вертолетах, размер площадок может быть ограничен зоной обзора детектора, что связано с возможностью работы вертолета в положении зависания. Радиус площадки в зоне обзора определяется как произведение высоты съемки на тангенс половины эффективного угла обзора.

По типу и механическому составу почвы на площадках должны соответствовать наиболее характерным для обследуемого района типам почв. Плотность загрязнения на площадках определяется путем лабораторных анализов специально отобранных проб почв. На вертолетных площадках отбирается не менее пяти проб. Пробы отбираются способом «конверта»: одна проба в центре площадки, остальные по углам на расстоянии 50 — 100 м от центра. Для самолетных площадок проб потребуется в несколько раз больше. Мощность дозы измеряется непосредственно на площадках в точках отбора проб дозиметром ДГР-01Т или ДП-5В.

Для примера в табл. 4.1 представлены результаты градуировки, выполненной на вертолетных площадках, расположенных в 30-километровой зоне Чернобыльской АЭС. В ней приведены коэффициенты перехода K от скорости счета в фотопике на высоте съемки к плотности загрязнения почвы для отдельных радионуклидов, коэффициенты перехода b от средней скорости счета по всему спектру к мощности дозы на уровне 1 м над поверхностью почвы, а также коэффициенты f2, учитывающие ослабление нерассеянного гамма-излучения пахотой. Градуировка выполнялась для двух экранов-коллиматоров с эффективными углами обзора 2\theta , равными 130 и 28° для высот 50 и 100 м. Погрешность градуировки не превышала 10% для цезия-137, -134, рутения-106 и 20% для церия-144, циркония-95 и ниобия-95. Кроме того, была произведена градуировка спектрометра над водоемом-охладителем Чернобыльской АЭС. Коэффициент перехода от скорости счета в фотопике цезия-137 на высоте 25 м к концентрации этого радионуклида в воде составил 1,8·10-9 (Ки/л)/(имп/с).

Таблица 4.1

Коэффициенты перехода от скорости счета к плотности загрязнения K (Ки·км-2/(имп·с-1)), к мощности дозы b (мкР·ч-1(имп·с-1)) и коэффициенты ослабления гамма-излучения пахотой f2

ПРОВЕДЕНИЕ ВЕРТОЛЕТНОЙ ГАММА-СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКОЙ СЪЕМКИ МЕСТНОСТИ

В предпусковой период и при периодическом контроле за загрязнением местности вокруг нормально работающей АЭС обследуемая (контролируемая) территория должна включать в себя санитарно-защитную зону (5-километровая зона) и зону наблюдения в радиусе до 30 км вокруг АЭС.

Территория, примыкающая к АЭС, разбивается на карте на четыре сектора: северный, южный, западный и восточный, примерно равных размеров с центром в точке расположения вентиляционных труб АЭС. Для удобства ориентирования границы секторов намечаются вдоль искусственных и естественных ориентиров: автомобильных и железных дорог, линий высоковольтной передачи, рек и границ лесных массивов. Предпочтение следует отдавать искусственным ориентирам, поскольку их положение точно обозначено на карте и не меняется со временем. Внутри каждого сектора выделяются три зоны: 1-я зона охватывает территорию от вентиляционной трубы до 5 км; 2-я зона от 5 до 10 км и 3-я зона от 10 до 30 км. Съемка в пределах первой зоны проводится в масштабе 1:12 500 с межмаршрутными расстояниями 125 м со скоростью 70 км/ч; во второй зоне — в масштабе 1:50 000 со скоростью 100 км/ч и в третьей зоне — в масштабе 1:200 000 со скоростью 150 — 180 км/ч. Для съемки в первой и второй зонах используются карты масштаба 1:25 000 и 1:50 000, для съемки в третьей зоне используются карты масштаба 1:100 000 или 1:200 000. Съемка выполняется в пределах каждого сектора по прямолинейным встречно-параллельным маршрутам, ориентированным вдоль параллелей для северного и южного секторов и вдоль меридианов для западного и восточного секторов. Высота съемки для всех зон 50 м. Продолжительность измерения 1 спектра 50 — 100 с. Время экспозиции устанавливается в зависимости от требований, предъявляемых к пространственному разрешению съемки и к точности измерений. При съемке высоких уровней загрязнения время экспозиции может быть уменьшено. Время, затрачиваемое на обработку спектра и печать результатов, зависит от количества анализируемых фотопиков. Оно составляет от 2 для одного фотопика и до 20 с для тридцати фотопиков.

Обследование территории вокруг АЭС начинается с ближней зоны. Перед началом съемки производится рекогносцировочный облет 5-км зоны по кругу на высоте 100 м, во время которого уточняются ориентиры границ секторов, местоположение начальных маршрутов и оцениваются уровни радиации.

Съемка ближней зоны начинается непосредственно от границы промплощадки и заканчивается на расстоянии 5 км от вентиляционной трубы по нормали к направлению маршрутов. После завершения обследования всех секторов ближней зоны обследуется вторая, затем третья зоны в пределах окружности радиусом 30 км.

При аварийных ситуациях территория, подлежащая обследованию, может выходить за пределы 30-километровой зоны. Возможна и другая схема обследования АЭС, например съемка по прямолинейным встречно-параллельным маршрутам, проходящим через всю обследуемую территорию без деления на секторы. В этом случае обследуется территория в радиусе 30 км с постоянными межмаршрутными расстояниями, например 2 км. Затем в пределах окружностей, охватывающих 10- и 5-километровые зоны, прокладываются дополнительные маршруты, параллельные основным, с таким расчетом, чтобы шаг съемки во второй и первой зонах составил 0,5 \div 1\text{км} и 0,125 \div 0,25\text{км} соответственно. Такая схема съемки целесообразна при использовании инструментальных методов привязки результатов съемки к местности, обеспечивающих высокую точность привязки.

При первичном обследовании АЭС в предпусковой период намечаются три контрольных кольцевых маршрута. Первый кольцевой маршрут намечается в зоне возможных максимальных загрязнений на расстоянии 3 — 5 км от вентиляционной трубы; второй — на расстоянии 5 — 10 км и третий — на расстоянии 20 — 30 км от АЭС. Кольцевые маршруты имеют форму неправильных прямолинейных многоугольников, состоящих из 4 — 10 прямолинейных участков. Начало и конец каждого участка надежно привязываются к ориентирам на местности и наносятся на карту. Съемка на каждом кольцевом маршруте выполняется дважды для повышения надежности результатов. Эти кольцевые маршруты используются для экспрессной оценки радиационной обстановки как при нормальной работе АЭС, так и после аварии.

При первичном обследовании АЭС в каждой зоне каждого сектора подбираются участки с ненарушенной почвой естественного залегания, над которыми снимается высотная кривая интенсивности прямого и рассеянного гамма-излучения. Высотная кривая снимается в положении зависания вертолета над площадкой на высотах 1, 10, 25, 50, 75 и 100 м. На каждом участке в одной — пяти точках отбираются пробы почвы для определения вертикального распределения радионуклидов в почве. Эта операция в частичном или полном объеме должна повторяться и при периодическом контроле за работой АЭС.

Известно, что лесной покров, строения, вода на поверхности почвы и вспашка почвы после выпадения нуклидов ослабляют интенсивность их гамма-излучения. Кроме того, интенсивность излучения зависит от заглубления радионуклидов в почву. Для учета всех этих факторов необходимо знать, сколько времени и над каким ландшафтом производился набор спектра. Выделяются пять типов ландшафтов: 1) целина, залежь; 2) пахота; 3) лес; 4) болото; 5) населенный пункт. Тип ландшафта определяется в полете оператором визуально и вводится в компьютер в процессе съемки путем нажатия на соответствующую функциональную клавишу клавиатуры компьютера. Над реками и озерами регистрация гамма-спектра прекращается по команде оператора. Вклад от каждого ландшафта в интенсивность фотопиков учитывается с помощью весовых ландшафтных коэффициентов, которые определяются как отношение продолжительности полета (съемки) над данным ландшафтом к реальному времени измерения спектра. Если предположить, что загрязнение местности на измеряемом участке равномерное и не зависит от типа ландшафта, то плотность загрязнения местности радионуклидом на данном отрезке маршрута определяется по формуле

Q = \frac{Skat}{t_{\text{ж}} \sum_{i = 1}^{5} f_{i}t_{i}} , (4.1)

где S — площадь фотопика радионуклида; k — переходный коэффициент, зависящий от выбранной системы единиц; tж — «живое» время измерения спектра; a — коэффициент, учитывающий просчеты спектрометра; fi — коэффициент ослабления гамма-излучения над i-м ландшафтом; ti — время измерения над каждым i-м ландшафтом; t — реальное время измерения спектра.

Коэффициент f1 над целиной и залежью принимается равным единице, ослабление гамма-излучения пахотой f2 для разных нуклидов представлено в табл. 4.1. Ослабление гамма-излучения цезия-137 лесным покровом для коллимированного детектора с углом обзора 130° не превышает 20%, для мягкого гамма-излучения это ослабление может быть существенным. Экранирование излучения лесом следует учитывать при первичном обследовании АЭС в предпусковой период и при периодическом контроле за загрязнением в районе нормально работающей станции. Непосредственно после аварии экранирующее действие леса будет компенсироваться радиоактивным загрязнением крон деревьев. В этом случае значение коэффициента f3 в первые 1 — 2 года после аварии будет близким к единице.

Интенсивность гамма-излучения над болотами и заливными лугами зависит от доли открытой водной поверхности, отнесенной к площади суши, от толщины слоя воды на почве и от густоты растительного покрова, возвышающегося над водной гладью. Значение коэффициента f4 в каждом конкретном случае не определено. Этот коэффициент условно принимается равным единице. Он вводится с целью фиксации на самописце местоположения заболоченных участков на маршруте и продолжительности измерения над ними для качественной оценки достоверности данных отдельных измерений. То же самое можно сказать и о назначении коэффициента f5, учитывающего ослабление гамма-поля строениями в населенных пунктах.

Установлено, что при высоких нагрузках спектрометра имеет место расхождение между истинной и регистрируемой анализатором скоростями счета, даже при наличии в спектрометре счетчика «живого» времени. Так, при нагрузке 10 000 с-1 зарегистрированное число импульсов на 10% ниже истинного, а при нагрузке 60 000 с-1 оно почти в три раза ниже истинного. Происходит это в результате совпадения гамма-квантов в детекторе и вследствие нарушения нормальной работы счетчика «живого» времени при больших нагрузках.

Значение поправочного множителя a в (4.1) определяется по эмпирическим формулам:

(4.2)

где N — число импульсов, зарегистрированное в спектре.

Постоянные коэффициенты в (4.2) зависят от настройки спектрометра и определяются для каждого спектрометра индивидуально. При использовании поправочного множителя a расхождение между исправленной и истинной скоростями счета при нагрузке 50 000 с-1 не превышает 5%.

При уровнях загрязнения местности, превышающих 3 мР/ч, гамма-съемку следует проводить с дополнительным свинцовым коллиматором с углом раствора примерно 28°. Такой коллиматор уменьшает интенсивность суммарного гамма-излучения более чем в 20 раз. Для уровней загрязнения более 1 Р/ч следует использовать коллиматор с меньшим углом обзора.

Мощность дозы рассчитывается по данным об общем количестве гамма-квантов, зарегистрированных в спектре, а также по данным об интенсивности гамма-излучения за каждую секунду. По этим данным получают среднее значение мощности дозы на участке, над которым производился набор спектра, и мгновенные значения мощности дозы за каждую секунду. Среднее значение мощности дозы вычисляется по формуле

P_{\text{ср}} = (\frac{N}{t_{\text{ж}}} a - I_{\text{ф}})b , (4.3)

где Iф — интенсивность фона спектрометра в вертолете; b — коэффициент перехода от интенсивности гамма-излучения к мощности дозы на уровне 1 м над поверхностью почвы. Остальные обозначения аналогичны обозначениям в (4.1), (4.2).

Мгновенные значения мощности дозы за каждую секунду получают из выражения

P = (Ia — Iф)b, (4.4)

где I — число импульсов, зарегистрированное за соответствующую секунду полета.

Полагая, что изотопный состав загрязнения на участке измерения спектра постоянный, можно по данным о среднем и мгновенном значениях мощности дозы и средней плотности загрязнения на участке вычислить мгновенные значения плотности загрязнения за каждую секунду полета. Мгновенные значения плотности загрязнения целесообразно использовать при обследовании аварийных ситуаций, когда уровни и градиенты плотности загрязнения высоки.

ВЕРТОЛЕТНАЯ СЪЕМКА РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ ВОДНЫХ ОБЪЕКТОВ

Как показывает опыт обследования территорий, загрязненных вследствие аварии на Чернобыльской АЭС, вертолетная гамма-спектральная съемка может с успехом использоваться для получения оперативной информации о радиоактивном загрязнении как небольших водоемов, так и крупных водохранилищ.

При этом возможны как прямые гамма-спектральные измерения концентрации отдельных радионуклидов в воде, так и косвенное определение содержания суммы бета-активных продуктов посредством измерения мощности дозы гамма-излучения над водной поверхностью. Коэффициент перехода от мощности дозы к концентрации суммы бета-активных продуктов определяется путем радиометрии специально отобранных проб воды. Например, после аварии на Чернобыльской АЭС по состоянию на середину мая 1986 г. этот коэффициент составлял 4·10-10 (Ки/л)/(мкР/ч) для коллиматора с углом 130°.

Возможность использования вертолетной гамма-спектральной и дозиметрической съемки для контроля за низкими (менее ДКБ) уровнями радиоактивного загрязнения водных объектов связана с тем, что в пресной воде практически отсутствуют естественные гамма-излучатели: уран, радий, торий и их дочерние продукты, а также калий-40. Гамма-излучение донных отложений и грунтов дна надежно экранируется толщей воды. Собственный фон спектрометра с полупроводниковым детектором из высокочистого германия в интервале энергии 0,04 — 3 МэВ, измеренный над чистым водоемом или на высоте 800 — 1000 м, составляет 6 — 7 имп/с. Это значение соответствует мощности дозы, равной 0,4 мкР/ч. Фон спектрометра в области фотопика цезия-137 составляет 0,02 имп/с. Как указывалось выше, минимальная концентрация цезия-137 в воде, определяемая с погрешностью не более 20% с высоты 25 м за время 100 с, составляет 5·10-10 Ки/л, что в 30 раз меньше предельно допустимой концентрации этого радионуклида в воде (ДКБ). Мощность дозы над водной поверхностью, равная 1 мкР/ч, определяется с высоты 25 м за 10 с с погрешностью не более 10%. Та же мощность дозы за 100 с определяется с погрешностью около 3%. Эти цифры получены в результате прямых гамма-спектральных измерений, выполненных с вертолета над водоемом-охладителем Чернобыльской АЭС и над Киевским водохранилищем, и подтверждены результатами лабораторных анализов специально отобранных проб воды.

Гамма-спектральная и дозиметрическая съемка водоемов производится с высоты 25 м в полете или в положении зависания вертолета над отдельными участками водоема. Режим работы определяется размерами водоема. Скорость полета выбирается в зависимости от требований, предъявляемых к детальности съемки, и может устанавливаться от 70 до 180 км/ч. Полеты осуществляются по прямолинейным встречно-параллельным маршрутам с постоянным или переменным межмаршрутным расстоянием, поперек или вдоль водохранилища. Линия полета привязывается к местности по ориентирам на берегах. Для обеспечения более точной привязки измерений к местности предпочтение следует отдать съемке поперек водоема, по коротким маршрутам, кроме того, в этом случае легче выявить изменение концентраций по течению. Для съемки используются топографические карты масштаба от 1:25 000 до 1:200 000 в зависимости от размеров водоема (водохранилища). В некоторых случаях съемка может выполняться по криволинейному маршруту, например при съемке водохранилища или реки вдоль форватера. В этом случае ориентирование осуществляется по абрису береговой линии или по буям.

Начало и конец маршрута следует намечать у какого-либо ориентира на суше. Съемка начинается и заканчивается на расстоянии не менее 100 м от береговой линии с таким расчетом, чтобы суша и мелководье оставались за пределами двух-трех эффективных радиусов обзора детектора. Вблизи островов и мелей, а также над ними съемка не производится. Не производятся измерения над различными плавсредствами: судами, катерами, лодками, а также над буями и другими навигационными знаками. За 50 — 100 м до такого объекта измерения прекращаются по команде оператора и возобновляются спустя 3 — 5 с после пролета над объектом.

Для уменьшения минимальных размеров водоемов, при которых возможно использование вертолетной гамма-съемки, следует использовать коллиматоры с меньшим углом обзора. При угле обзора 100° минимальные размеры водоема составят 120 — 200 м. Радиус зоны обзора уменьшается также и при уменьшении высоты съемки.

ОБРАБОТКА ИСХОДНЫХ ДАННЫХ И ПРЕДСТАВЛЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ

Расчет средних значений плотности загрязнения и мощности дозы производится на бортовом компьютере программой сбора и обработки информации непосредственно после окончания очередного измерения, и результаты выводятся на печать. Исходные данные записываются на гибкие магнитные диски.

Результаты расчетов используются для построения карт распределения плотности загрязнения местности отдельными радионуклидами и распределения мощности дозы.

При гамма-съемке начальных уровней загрязнения в районе АЭС до ввода ее в эксплуатацию, а также при периодическом обследовании нормально работающих станций для построения карт загрязнения используются средние значения плотности загрязнения и мощности дозы.

При картировании загрязнений на участках с высокими уровнями, образовавшимися в результате аварийных выбросов АЭС, следует использовать мгновенные значения плотности загрязнения и мощности дозы.

Пространственное разрешение карт загрязнения определяется межмаршрутными расстояниями и протяженностью отрезков осреднения данных измерений на местности вдоль маршрутов. Погрешность привязки данных гамма-съемки к местности при использовании визуальной штурманской привязки не превышает половины межмаршрутного расстояния в поперечном к маршрутам направлении и не более половины длины отрезка осреднения вдоль маршрута. Так, при съемке с межмаршрутными расстояниями 2 км со скоростью 150 км/ч и с экспозицией 100 с погрешность привязки данных съемки к местности составит +/- 1 км в поперечном к маршрутам направлении и +/- 2 км в направлении вдоль маршрута. В случае использования мгновенных значений плотности загрязнения и мощности дозы пространственное разрешение гамма-съемки вдоль маршрута может быть доведено до нескольких десятков метров. Высокая точность привязки результатов съемки к местности может быть достигнута только при использовании инструментальных методов контроля прохождения маршрута: доплеровских измерителей скорости и сноса, инерциальных или радиомаяковых навигационных систем и т.п.

Сопоставление результатов вертолетной гамма-спектрометрической съемки местности, подвергшейся загрязнению в результате аварии на Чернобыльской АЭС, с данными гамма-спектральных измерений проб почв показало хорошую сходимость результатов в пределах 20% для основной массы измерений по цезию-137, цезию-134, рутению-106 и в пределах 30% по церию-144, цирконию-95 и ниобию-95.

5. ОРГАНИЗАЦИЯ СИСТЕМЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ В ОКРЕСТНОСТЯХ АЭС

Система радиационного контроля в окрестностях АЭС входит составной частью в единую систему радиационного контроля на атомной электростанции, охватывающую контроль за технологическим режимом работы АЭС, контроль внутри помещений, на территории промплощадки и за ее пределами. Комплексное решение этих вопросов должно предусматриваться на стадии проектирования АЭС с таким расчетом, чтобы система радиационного контроля оказалась эффективной как в условиях нормальной эксплуатации АЭС, так и в случае возможной аварии. Проект АЭС должен предусматривать техническое, математическое и информационное обеспечение радиационного контроля в ее окрестностях.

При выборе строительной площадки и на стадии проектирования АЭС должен быть проведен анализ гидрогеологических и сейсмических характеристик, особенностей метеорологических и гидрологических параметров рассматриваемой территории, в частности вероятности возникновения опасных явлений погоды и метеоусловий, способствующих накапливанию радиоактивных газоаэрозольных выбросов в районе АЭС. Кроме того, должны учитываться посторонние источники загрязнения атмосферы и природных вод в районе проектируемой АЭС с таким расчетом, чтобы совместное действие АЭС и этих источников не превысило допустимую нагрузку на окружающую среду.

5.1. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОГО ФОНА В ПРЕДПУСКОВОЙ ПЕРИОД

На этапе проектирования АЭС и ее строительства производятся измерения радиоактивного фона в радиусе до 30 км вокруг будущей АЭС. При этом определяются средние уровни и пределы пространственных и \text{временны}´\text{х} изменений гамма- и бета-радиации с поверхности почвенно-растительного покрова, содержания бета-активных продуктов в воздухе, атмосферных выпадениях, природных водах, донных отложениях водоемов, почве, растительности, сельхозпродукции и продуктах питания. Выборочно определяются уровни содержания в этих объектах долгоживущих изотопов цезия-137, стронция-90, а при необходимости — и других радионуклидов с учетом возможного влияния соседних потенциальных источников радиоактивного загрязнения, если они существуют. Данные этих измерений необходимы для последующих оценок влияния АЭС на окружающую среду, когда атомная электростанция начнет эксплуатироваться.

Если в выбранном для строительства АЭС районе проводились многолетние наблюдения учреждениями Госкомгидромета СССР, Комиссии по качеству и заготовкам сельхозпродукции при СМ СССР и Минздрава СССР, то эти данные могут быть использованы в качестве исходных при проектных работах. При наличии таких данных только для соседнего района, расположенного в сходных физико-географических условиях, эти данные могут быть использованы в качестве исходных для проектирования лишь в условиях горизонтально однородной равнинной местности, когда есть уверенность, что параметры радиоактивного фона будут одинаковы для района будущей АЭС и района, в котором проводились многолетние наблюдения. В противном случае в окрестностях стройплощадки должен быть организован двухлетний цикл наблюдений за уровнями и пределами колебаний радиоактивного фона.

В обязательном порядке после завершения строительства перед пуском станции должна быть проведена подробная вертолетная гамма-съемка местности, данные которой после пуска АЭС будут использоваться для сравнения при последующих гамма-съемках.

Все эти работы проводятся с привлечением заинтересованных ведомств, обладающих соответствующими средствами контроля за радиационной обстановкой (Госкомгидромета СССР, Минздрава СССР, Комиссии по качеству и заготовкам сельхозпродукции при СМ СССР и др.), в рамках финансовых средств, выделенных на создание данной АЭС.

При сооружении АЭС объектом первой очереди является лаборатория внешней дозиметрии, которая должна провести перед физическим пуском первого реактора АЭС не менее чем один полный годовой цикл наблюдений за радиационной обстановкой в окрестностях атомной электростанции. Наблюдения проводятся лабораторией по той же программе, что и при нормальной работе АЭС.

Для того чтобы облегчить ориентирование в результатах наблюдений за радиоактивным фоном в окрестностях будущей АЭС, ниже приводится краткая сводка данных о радиоактивном фоне на территории СССР.

В объектах окружающей среды всегда присутствуют радионуклиды естественного происхождения, источником которых является земная кора или верхняя атмосфера планеты, где они образуются под действием космических лучей, и радионуклиды искусственного происхождения.

Радиоактивность приземной атмосферы в основном определяется короткоживущими продуктами распада радона (222Rn), торона (220Rn) — радиоактивных эманаций земной коры. Наибольший вклад в суммарную бета-активность воздуха вносят свинец-214 с дочерним висмутом-214 (периоды полураспада T = 26,8 и 19,9 мин соответственно) и свинец-212 (T = 10,64 ч); модальная (наиболее часто наблюдаемая) концентрация свинца с висмутом-214 составляет 3·10-11 Ки/м3, а свинца-212 — 1·10-12 Ки/м3.

Концентрация суммарной бета-активности продуктов, выбрасываемых из труб АЭС в атмосферу, за пределами промплощадки при нормальной работе АЭС, как правило, ниже указанных концентраций естественных радионуклидов. Поэтому для измерения искусственной радиоактивности отобранной пробы аэрозолей необходимо дождаться распада естественных короткоживущих продуктов. Через 4 сут после окончания отбора пробы аэрозолей из естественных бета-активных продуктов в ней останется практически только свинец-210 (T = 22,3 года), модальная концентрация которого составляет 5·10-15 Ки/м3. Поскольку свинец-210 — долгоживущий изотоп, это значение представляет собой пороговое значение, ниже которого концентрация, создаваемая выбросами АЭС в атмосферу, не может быть измерена по суммарной бета-активности.

При неблагоприятных погодных условиях указанные концентрации могут увеличиваться, в отдельных случаях — на порядок. Увеличиваются они и в зонах урановых месторождений. Примерно 70% радионуклидов, содержащихся в добытой урановой руде в нерастворенном состоянии, остается в отвалах. Пыление отвалов под воздействием ветра является источником загрязнения воздуха близлежащих районов. При сжигании органического топлива происходит концентрирование естественных радиоактивных элементов в продуктах сгорания. Например, в золе донецкого угля содержание изотопов радия составляет около 10-11 Ки/г и примерно столько же тория-232 и свинца-210. Поэтому выбросы тепловой электростанции мощностью 103 МВт (эл.) при работающих золоуловителях создают в окрестностях концентрацию перечисленных выше нуклидов около 3·10-15 Ки/м3.

Заметным источником поступления естественных радиоактивных элементов непосредственно в почву являются минеральные удобрения, которые часто изготавливают из промышленных отходов и шахтных отвалов, содержащих радионуклиды. Примерно четверть всего количества вносимых с удобрениями в почву радия и тория приходится на фосфорные удобрения, в которых концентрация составляет 10-12 — 10-11 Ки/г удобрений. Концентрация урана в этих удобрениях примерно такая же.

Концентрация естественных радионуклидов в почве в среднем составляет 8·10-13 Ки/г для радия-226, 6·10-13 Ки/г для тория-232 и 0,3·10-13 Ки/г для урана-238.

В разных географических зонах мощность экспозиционной дозы от гамма-излучения почвы, горных пород и космического излучения в среднем следующая:

В реки и водоемы естественные радиоактивные элементы частично поступают со сточными водами обогатительных фабрик и шахтными водами урановых рудников, несмотря на очистные сооружения. Это приводит к загрязнению пойменных почв и берегов водоемов, заливаемых во время половодья. «Хвосты» обогатительных фабрик (шламы) постепенно размываются атмосферными осадками, что приводит к тем же последствиям. В южных и некоторых центральных районах воду рек, содержащую естественные радиоактивные элементы, используют для орошения полей, что даже при малой концентрации радионуклидов в воде со временем может привести к дополнительному загрязнению почвы.

Основной вклад в концентрацию естественных радионуклидов в поверхностных водах суши дают калий-40 и тритий. Концентрация природного трития составляет около 3·10-11 Ки/л, однако с началом испытаний термоядерного оружия это значение стало быстро расти и в настоящее время глобальный фон трития составляет примерно (1 — 3)·10-10 Ки/л. Тритий имеет очень мягкое бета-излучение (максимальная энергия бета-частиц 18 кэВ) и не регистрируется стандартными бета-радиометрами, поэтому суммарная бета-активность речной воды обычно ниже порога обнаружения установкой РУБ-01П.

До сих пор основным источником радионуклидов искусственного происхождения являются испытания ядерного оружия. Ядерные взрывы, производившиеся на сравнительно небольшом числе атомных полигонов, с течением времени в результате процессов перемешивания в атмосфере и выпадения радиоактивных продуктов на землю привели к повсеместному загрязнению природной среды. На рис. 5.1 показано изменение со временем концентраций долгоживущих цезия-137 и стронция-90 в приземном воздухе после начала проведения термоядерных взрывов. Максимальные концентрации этих нуклидов наблюдались в 1959 и 1963 гг. после мощных серий ядерных взрывов, проведенных в предшествовавшие годы и в 1986 г. после радиационной аварии на Чернобыльской АЭС. Радиоактивные продукты этой аварии при взрыве реактора были заброшены в атмосферу сравнительно невысоко, и поэтому уже в следующем году их концентрация упала до уровней, близких к глобальному фону, наблюдавшемуся до аварии (~= 10-16 Ки/м3). Здесь мы не рассматриваем район, загрязненный радиоактивными продуктами аварии, из которого было эвакуировано население, поскольку концентрация радионуклидов в воздухе этого района была в основном обусловлена ветровым подъемом радиоактивной пыли с поверхности почвы.

Рис. 5.1. Изменение со временем среднегодовых концентраций цезия-137 и стронция-90 в приземной атмосфере.

В отдельных районах страны концентрация долгоживущих стронция-90, рутения-106, цезия-137 и церия-114 глобального происхождения отличается от средней по стране не более чем в два раза. Концентрация радионуклидов глобального происхождения имеет годовой ход с максимумом весной — в начале лета. Для цезия-137 и стронция-90 максимальные среднемесячные концентрации превышают среднегодовые примерно в два раза, максимум обычно наблюдается в мае-июне, для короткоживущих циркония с ниобием-95 и церия-141 он наблюдается на месяц раньше.

В период проведения испытаний ядерного оружия, когда через территорию Советского Союза проходят радиоактивные облака продуктов ядерных взрывов, концентрация радионуклидов, особенно короткоживущих, может значительно превышать указанные на рис. 5.1 уровни. При мощных ядерных взрывах в атмосфере (не менее 1 Мт) продукты взрыва забрасываются в стратосферу и поступают в приземный слой воздуха только на следующий календарный год независимо от момента взрыва и его места, причем наблюдается обычный годовой ход концентрации нуклида, повторяющий годовой ход глобального радиоактивного фона.

Количество радиоактивных продуктов, выпадающих из атмосферы, примерно пропорциональна концентрации радионуклидов в приземном слое с коэффициентом пропорциональности v_{g} = (1 \div 5) \cdot 10^{5}\text{м}/\text{год} .

Радионуклиды, выпадающие из атмосферы на земную поверхность, постепенно накапливаются на почве, что приводит к радиоактивному загрязнению почвенно-растительного покрова. Параллельно с накоплением нуклидов происходит их радиоактивный распад, миграция в глубь почвы и частичный смыв поверхностными водами в речные системы. Миграция радионуклидов с поверхностными водами пренебрежимо мала. Например, для наиболее подвижного стронция-90 годовая доля нуклида, выносимая реками с площади речного бассейна, составляет всего 0,2 — 1%, для других нуклидов эта доля еще меньше. Поэтому при расчете накопления на почве атмосферных радиоактивных выпадений можно не учитывать горизонтальную миграцию радионуклидов.

На рис. 5.2 приведен «запас» в почве цезия-134, -137, церия-144 и циркония с ниобием-95.

Рис. 5.2. Изменение со временем средней плотности загрязнения почвы цезием-137 (1), церием-144 (2), цезием-134 (3), цирконием с ниобием-95 (4).

До 1986 г. содержание в почве стронция-90 было в 1,6 раза меньше содержания цезия-137, а накопление рутения-106 примерно соответствует накоплению церия-144. Видно, что после заключения в 1963 г. Московского соглашения о прекращении испытаний ядерного оружия загрязнение почвы долгоживущим цезием-137 (и стронцием-90) перестало возрастать, а загрязнение более короткоживущими нуклидами сильно снизилось.

Последние 15 лет до 1986 г. глобальное радиоактивное загрязнение почвы практически определялось содержанием в ней цезия-137 и стронция-90, которое почти не менялось со временем, так как убыль нуклидов за счет радиоактивного распада примерно компенсировалась новыми радиоактивными выпадениями из атмосферы продуктов ядерных взрывов, проводившихся в КНР.

После радиационной аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. заметное загрязнение почвы сравнительно короткоживущими изотопами быстро уменьшалось в соответствии с периодом их радиоактивного распада, поскольку поступление продуктов аварии из атмосферы на землю носило практически разовый характер. Загрязнение почвы долгоживущим цезием-137, образовавшимся при аварии, в среднем мало заметно из-за относительно высокого глобального фона. Однако вследствие большой неравномерности распределения выпадений продуктов аварии на поверхность Земли в европейской части СССР необходимо плотность загрязнения местности цезием-137 для каждого рассматриваемого района измерять специально. В азиатской части СССР распределение запаса цезия-137 в почвах после 1986 г. сохранило прежний глобальный характер.

Указанное на рис. 5.2 вертикальное распределение количества радионуклидов в почве различно в разные годы, что надо всегда иметь в виду при отборе проб поверхностного слоя почвы. На пахотных землях выпадающий на поверхность почвы нуклид более или менее равномерно перемешивается по всему пахотному слою.

С течением времени профиль концентрации изотопа в почве изменяется. В 1960 г. практически весь цезий-137 находился в нескольких верхних сантиметрах почвы, в 1970 г. основное его количество содержалось в верхних 5 — 10 см, а к 1986 г. он распространился до глубины 20 — 30 см, т.е. практически на всю глубину гумусового слоя почвы.

Так как миграция радионуклидов в почве — медленный процесс, более короткоживущие нуклиды успевают распасться в процессе проникновения в почву, поэтому кривые профилей их концентрации в почве падают с глубиной более круто, чем кривые, соответствующие долгоживущему цезию-137. Профили концентрации стронция-90 сходны с профилями концентрации цезия-137. На легких почвах при большом количестве атмосферных осадков возможно более глубокое проникновение стронция-90 в почву вследствие его лучшей растворимости в воде.

После Чернобыльской аварии в районах, в которых выпадение продуктов аварии из атмосферы внесло заметный вклад в радиоактивное загрязнение почвы, образовалось поверхностное загрязнение почвенно-растительного покрова. Однако после первого же дождя радиоизотопы проникли на глубину 1 — 2 см, а на почвах естественного залегания со сформировавшейся дерниной или лесной подстилкой практически задержались в этой подстилке.

Радиоактивное загрязнение рек и озер обусловлено в основном стоком атмосферных осадков с поверхности загрязненной почвы, а морских вод — радиоактивными выпадениями из атмосферы на водную поверхность. Основным радионуклидом глобального происхождения в пресных водах является стронций-90, а в морских — стронций-90 и цезий-137. В донные отложения переходит преимущественно плохо растворимый цезий-137. Особенно ярко это выражено для донных отложений рек и озер, где цезия-137 значительно больше, чем всех других нуклидов. Концентрации цезия-137 в донных отложениях зон аккумуляции небольших рек и озер примерно такие же, как и в почве; в зонах промывного режима и в больших реках концентрация цезия-137 меньше за счет переотложения речных наносов и разбавления их чистым песком. Характер течения сказывается и на распределении радионуклидов в донных отложениях по вертикали: в зонах промывного режима в поверхностном слое донных отложений стронций-90 накапливается значительно хуже, чем цезий-137.

На рис. 5.3 показано изменение концентрации стронция-90 в речных водах. Видно, что концентрация этого долгоживущего нуклида изменяется в поверхностных водах гораздо меньше, чем в атмосфере.

Рис. 5.3. Изменение со временем средней концентрации стронция-90 в речной воде.

Влияние рек на загрязнение почвы сказывается на пойменных участках, где, в зависимости от особенностей микрорельефа, может происходить либо вымывание радионуклидов из поверхностных горизонтов почвы, либо, наоборот, их накопление причем стронций-90 вымывается из почвы значительно лучше, чем цезий-137.

В окрестностях АЭС до физического пуска реакторной установки первого энергоблока все измерения радиоактивного фона («нулевого» фона) в процессе исследования объектов природной среды проводятся по методикам, которые намечено использовать после пуска АЭС в эксплуатацию. Если на АЭС предусмотрена автоматическая система наблюдения за радиационной обстановкой районе ее расположения, эта система должна быть апробирована в период проведения работ по «нулевому» фону.

Как уже говорилось выше, сбор сведений о районе расположения АЭС при проведении работ по «нулевому» фону проводится в объеме, указанном в разделе, посвященном радиационному контролю в районе расположения действующих атомных станций. Ответственность за организацию работ по изучению радиационной обстановки вокруг атомной станции в предпусковой период возлагается на руководство данной АЭС. Смета для выполнения этих работ должна быть предусмотрена в проекте АЭС.

До начала работ по изучению радиационной обстановки с Государственным санитарным надзором СССР и Госкомгидрометом СССР должна быть согласована программа этих исследований с указанием в ней головной организации — ответственного исполнителя работ, а также других учреждений, участвующих в ее выполнении. Данная программа разрабатывается специалистами АЭС совместно с головной организацией — ответственным исполнителем работ.

Итоговый отчет о радиационной обстановке по результатам исследований оформляется ответственным исполнителем работ и специалистами АЭС и за три месяца до пуска атомной станции представляется в органы Государственного санитарного надзора СССР, в Госкомгидромет СССР и в другие заинтересованные организации.

5.2. КОНТРОЛЬ ЗА СОСТОЯНИЕМ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ ПРИ НОРМАЛЬНОЙ РАБОТЕ АЭС

Система радиационного контроля за состоянием окружающей среды при нормальном режиме работы АЭС является составной частью общей системы, обеспечивающей безопасность на АЭС, и включает комплекс технических и организационных решений, обеспечивающих получение и обработку информации о параметрах работы станции как источника радиационного воздействия и о состоянии окружающей среды в районе расположения АЭС.

Система радиационного контроля должна быть универсальной и пригодной при работе АЭС как в нормальном режиме, так и в аварийных ситуациях различной степени тяжести, включая разрушение АЭС. При этом система контроля обеспечивает получение необходимых исходных данных для оперативной оценки радиационной обстановки, определения дозовой нагрузки и принятия решений по защите населения и окружающей среды.

На основе использования вычислительной техники в банке данных на АЭС предусматривается накопление информации о контролируемых параметрах радиационной обстановки внутри помещений станции, на промплощадке и за ее пределами за все время эксплуатации с целью выявления тенденций медленных \text{пространственно} - \text{временны}´\text{х} изменений, обобщения опыта эксплуатации и ее совершенствования.

В соответствии с изложенной в главе 1 общей концепцией радиационного контроля, предусматривающей комбинированное использование данных наблюдений за радиационной обстановкой и расчетных методов ее оценки по данным об источниках радиоактивности во внешнюю среду, система контроля на АЭС состоит из двух частей, обеспечивающих контроль за источниками и контроль за радиационной обстановкой во внешней среде.

Необходимо организовать учет содержания радионуклидов в технологических средах АЭС и контроль эффективности защитных барьеров, препятствующих выходу радиоактивности во внешнюю среду. Кроме того, контролировать мощность радиоактивных выбросов в атмосферу и жидких сбросов, а также активность, количество и изотопный состав жидких и твердых отходов, поступающих на временное хранение.

Например, на АЭС с реакторами типа ВВЭР защитными барьерами являются оболочки твелов, оборудование, соединения и уплотнения первого контура, корпус реактора, герметичные помещения, страховочные оболочки и т.п. Контролю подлежат: общая активность радионуклидов в реакторе (расчетная оценка), уровни радиации под герметичной оболочкой реактора, объемная активность и изотопный состав теплоносителя первого контура, объемная активность пара и продувочной воды парогенератора, общая активность и изотопный состав жидких сбросов в сбросном канале, в контрольных баках, а также концентрация радиоактивных продуктов в технической и сетевой воде, в воздух производственных помещений, связанных с оборудованием главного циркуляционного контура и т.п.

Кроме того, производится оценка общей активности радионуклидов, содержащихся в хранилищах радиоактивных отходов, бассейнах выдержки отработавших твелов и других узлах технологической цепочки, которые при разрушении могут являться источниками радиоактивного загрязнения окружающей среды.

Должна проводиться инвентаризация и строгий учет всех таких узлов.

В рамках радиационного технологического контроля измеряется концентрация радионуклидов в продувочных водах второго контура и в теплоносителях промежуточных контуров, в воздухе необслуживаемых помещений и системах вентиляции, а также общая активность и изотопный состав газоаэрозольных выбросов в атмосферу.

Радиационный контроль в производственных помещениях производится, в частности, с целью обнаружения нарушений герметичности основного технологического оборудования, расположенного в этих помещениях, что может привести к поступлению радиоактивных выбросов в окружающую среду.

Контроль радиоактивных выбросов в атмосферу и жидких радиоактивных сбросов в водоемы осуществляется путем непрерывных измерений количества выбрасываемых (сбрасываемых) радиоактивных веществ в единицу времени, например измерения концентраций радионуклидов и объемной скорости потоков газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов. В случаях когда выбросы или сбросы осуществляются нерегулярно, например из накопителей, определение мощности выброса (сброса) производится путем отбора проб на анализ с оценкой общей активности радионуклидов, поступивших в окружающую среду.

Регулярное определение изотопного состава выбросов и сбросов осуществляется в периоды пуско-наладочных работ и выхода на проектную мощность, при планово-предупредительных и внеплановых ремонтных работах, при перегрузках топлива и других изменениях в режиме эксплуатации, в случае нарушения герметичности твелов и при других утечках радиоактивных продуктов во внешнюю среду. В установившемся режиме работы реакторной установки осуществляется непрерывный контроль только за концентрацией йода-131 в выбросах и суммарной концентрацией коротко- и долгоживущих радионуклидов в выбросах и сбросах, а определение изотопного состава производится с заданной периодичностью, достаточной для уточнения соотношений между содержанием в них отдельных изотопов, но не реже одного раза в месяц.

При этом в воздушных выбросах контролируются концентрации инертных радиоактивных газов: аргона-41, криптона-85, 85 м, ксенона-133, -135. В воздушных выбросах и жидких сбросах контролируются концентрации гамма-излучающих изотопов: хрома-51, марганца-54, кобальта-58, -60, железа-59, цинка-65, циркония-95, ниобия-95, молибдена-99, технеция-99, рутения-103, -106, йода-131, -132, цезия-134, -137, бария-140, лантана-140, церия-141, -144;

бета-излучающих изотопов: стронция-89, -90, низкоэнергетических трития, углерода-14, плутония-241;

альфа-излучающих изотопов: плутония-238, -239, -240, -242.

Кроме перечисленных основных радионуклидов, в зависимости от изотопного состава радиоактивных продуктов в контролируемой среде может регламентироваться наблюдение за содержанием и других изотопов.

При радиационном контроле за газоаэрозольными выбросами в атмосферу в непрерывном режиме часть воздушного потока через пробоотборную линию пропускается последовательно через аэрозольный фильтр, йодный фильтр, емкость для измерения активности инертных газов и через расходомер возвращается в основной воздуховод.

На первом фильтре оседают радиоактивные аэрозоли, их суммарная бета-активность измеряется непрерывно в процессе осаждения. Для разделения активности коротко- и долгоживущих радионуклидов измерения производятся дважды, со сдвигом по времени на сутки. После этого при необходимости фильтр поступает на изотопный анализ. Для определения изотопного состава более короткоживущих радионуклидов используется отбор проб на отдельный фильтр.

Второй фильтр является сорбционным и служит для улавливания изотопов газообразного радиойода. Активность основного изотопа из этой группы — йода-131 — в процессе улавливания его сорбентом измеряется непрерывно с помощью одноканального гамма-спектрометра.

Измерение суммарной активности инертных газов, проходящих через измерительную емкость, тоже производится непрерывно.

Для определения в выбросах содержания трития и углерода-14 производится отдельный непрерывный отбор проб на сорбенты. Активность проб измеряется по необходимости, но не реже одного раза в месяц.

Контроль за жидкими и твердыми радиоактивными отходами осуществляется в местах их сбора, сортировки и временного хранения; к ним относятся: емкости промежуточного сбора кубового остатка, шламов и ионообменных смол, контейнеры для сбора твердых отходов по месту образования, хранилища жидких и твердых отходов в спецкорпусе. В случае жидких отходов измеряется суммарная бета-активность и изотопный состав, содержание солей, pH и объем отходов, в случае твердых отходов — мощность дозы гамма-излучения, вид материала, масса и объем, оценивается суммарная активность материала. Контроль указанных параметров производится в течение всего периода временного хранения отходов, результаты контроля поступают в банк данных наряду с результатами всех остальных видов радиационного контроля.

По периметру промплощадки АЭС производятся непрерывные измерения уровней гамма-радиации с целью обнаружения возможных неконтролируемых утечек радиоактивных продуктов в окружающую среду из первоначально неидентифицированных и непостоянных источников.

С целью получения более точных исходных данных для расчетов распространения радиоактивных масс в атмосфере при радиационной аварии рекомендуется применение дистанционных методов измерения геометрических размеров первоначального радиоактивного облака, образовавшегося при аварии, например радио- и гамма-локация, тепловидение.

Таким образом, для контроля за источниками выхода радиоактивных веществ в окружающую среду производится:

• инвентаризация действующих и потенциальных источников с определением содержащегося в них запаса радионуклидов;
• непрерывное измерение в выбросах объемной концентрации йода-131, суммарной активности инертных радиоактивных газов, коротко- и долгоживущих изотопов;
• непрерывное измерение в жидких сбросах объемной концентрации суммарной бета-активности;
• определение изотопного состава выбросов и сбросов;
• измерение объемных скоростей потоков в выбросах и сбросах для вычисления мощности источников радиоактивных веществ;
• измерение температуры основных газоаэрозольных выбросов для вычисления эффективной высоты этих источников над поверхностью Земли;
• измерение уровней радиации во всех узлах технологической схемы АЭС, представляющих потенциальную опасность вследствие возможности поступления радиоактивных продуктов во внешнюю среду, и по периметру промплощадки с сигнализацией о превышении контрольных уровней;
• вычисление суммарной мощности всех радиоактивных выбросов АЭС в атмосферу с сигнализацией о превышении контрольных уровней;
• ведение оперативного банка данных с результатами измерений указанных выше параметров на базе информационно-вычислительного комплекса.

Чувствительность применяемых методов и аппаратуры радиационного контроля должна обеспечивать измерение минимальных из всех возможных уровней в выбросах и сбросах с суммарной погрешностью не более чем в два раза (+100 и -50%).

Для повышения надежности контроля за источниками поступления радиоактивных продуктов в окружающую среду средства контроля многократно дублируются с таким расчетом, чтобы система контроля в целом была автономна, функционировала независимо от работы реакторов и других систем АЭС и сохранила работоспособность в случае аварии АЭС и отключения сетевого электропитания (на срок не менее часа — при разрушении АЭС).

Система контроля за радиоактивными источниками должна работать как в автоматическом, так и в ручном режиме и входить составной частью в общую на АЭС автоматизированную систему контроля радиационной обстановки (АСКРО), которая предназначена для непрерывного контроля и прогнозирования радиационной обстановки в помещениях, на территории АЭС, в санитарно-защитной зоне и по возможности в отдельных населенных пунктах зоны наблюдения.

На старых АЭС, еще не оснащенных АСКРО, контроль за радиоактивными источниками осуществляется аппаратурой контроля радиационной безопасности (АКРБ) и в рамках общей системы контроля за радиационной обстановкой дополняется радиационным контролем за пределами промплощадки в дискретных точках местности.

Данные наблюдений за мощностью источников радиоактивных выбросов АЭС в атмосферу и жидких сбросов используются для расчетных оценок радиационной обстановки за пределами промплощадки методами, описанными в главе 3.

В обязательном порядке эти расчетные оценки подкрепляются данными непосредственных наблюдений за радиационной обстановкой на местности в окрестностях АЭС в ограниченном числе пунктов. В случае необходимости результаты расчетов полей радиации на местности корректируются с учетом данных прямых наблюдений в отдельных точках.

С этой целью производятся наблюдения за мощностью дозы гамма-излучения на местности и отбор проб объектов природной среды для последующего радиометрического и изотопного анализа в лаборатории. Средства и методы радиометрического контроля описаны в главе 4.

Оптимальное число и расположение стационарных пунктов наблюдения за радиационной обстановкой и мест отбора проб выбирается с учетом статистических характеристик полей радиоактивного загрязнения окрестностей АЭС в соответствии с рекомендациями [4]. При этом принимаются во внимание местные условия, в частности наличие дорог и степень доступности намеченного пункта наблюдения. Ориентировочное число стационарных пунктов контроля в радиусе до 12 км около 20 — 30.

АЭС осуществляет непрерывный контроль за уровнями гамма-радиации не только по периметру промплощадки, но и вдоль внешней границы санитарно-защитной зоны, в первую очередь в направлении ближайших населенных пунктов.

Со временем санитарные нормы и правила совершенствуются, поэтому в районе старых АЭС населенные пункты в отдельных случаях к настоящему моменту времени могут оказаться ближе к АЭС, чем это разрешено последними нормативными документами. В таких случаях в этих населенных пунктах в обязательном порядке должен быть организован непрерывный контроль за уровнями гамма-радиации.

Кроме сети датчиков мощности дозы гамма-излучения, составляющих систему дистанционного непрерывного контроля вокруг АЭС, с помощью термолюминесцентных дозиметров измеряется накопленная доза от внешнего гамма-излучения в населенных пунктах в радиусе до 30 — 50 км от атомной электростанции. Замена термолюминесцентных дозиметров при нормальной работе АЭС производится один раз в месяц.

Термолюминесцентные дозиметры устанавливаются также во всех пунктах, где расположены планшеты для сбора радиоактивных выпадений или воздухофильтрующие установки для отбора проб радиоактивных аэрозолей из приземного слоя атмосферы. Планшеты и фильтрующие установки располагаются в радиусе примерно до 10 — 12 км вокруг АЭС на специально оборудованных площадках пунктов контроля размерами 8 x 8 м, огороженных проволочной сеткой.

Схема расположения пробоотборных и измерительных устройств на площадке стационарного пункта контроля приведена на рис. 5.4, на котором в масштабе показано положение защитного домика воздухофильтрующей установки Ф, площадки размерами 5 x 5 м с центральным участком 1 x 1 м для размещения штанги с термолюминесцентным дозиметром и проведения регулярных измерений мощности дозы гамма-излучения переносным гамма-радиометром Р, а также положение планшета для сбора радиоактивных выпадений из атмосферы П и марлевого конуса для оценки концентрации радиоактивных аэрозолей в воздухе К.

Рис. 5.4. Схема расположения пробоотборных и измерительных устройств на площадке стационарного пункта радиационного контроля.

Воздухофильтрующими установками оснащаются только те пункты контроля, в которых есть для этого условия, там же устанавливаются марлевые конусы, используемые для привязки данных. На остальных пунктах контроля, устанавливаются только конусы. Планшеты и термолюминесцентные дозиметры устанавливаются в каждом пункте контроля, в котором есть воздухофильтрующая установка или марлевый конус. За пределами 12-километровой зоны устанавливаются только термолюминесцентные дозиметры, размеры огороженной площадки пункта в этих случаях могут быть уменьшены до 5 x 5 м. В населенных пунктах термолюминесцентные дозиметры допускается размещать на подоконниках домов на первом этаже в тех случаях, когда площадку для пункта контроля выделить трудно. Контроль за радиационной обстановкой с помощью термолюминесцентных дозиметров осуществляется во всех населенных пунктах в радиусе до 30 км от АЭС. Оптимальное число пунктов контроля за внешним гамма-излучением определяется из статистического анализа гамма-поля [4], в указанной зоне обычно ориентировочное число пунктов контроля должно быть около 100.

Контроль за радиоактивным загрязнением объектов природной среды за пределами промплощадки АЭС осуществляется также и Госкомгидрометом СССР. С этой целью на всех гидрометстанциях и постах в радиусе до 100 км от АЭС ежедневно производятся измерения мощности дозы гамма-излучения, а на метеостанциях — отбор суточных проб радиоактивных аэрозолей и атмосферных выпадений или же — только атмосферных выпадений. Отобранные пробы направляются на измерение суммарной бета-активности в радиометрическую лабораторию территориального (республиканского) управления по гидрометеорологии. В случае если суммарная бета-активность пробы превышает установленные критерии, производится ее полный гамма-спектрометрический анализ, если и после этого обнаруживается избыточная бета-активность, производится радиохимический анализ пробы на содержание стронция-89, -90. Суточные пробы аэрозолей перед измерением суммарной бета-активности предварительно просматриваются на гамма-спектрометре для контроля за появлением в атмосфере йода-131.

При отсутствии случаев превышения установленных критериев по суммарной бета-активности в течение месяца изотопный анализ производится только после объединения проб за месяц, причем пробы аэрозолей, отобранные с помощью фильтрующей установки, объединяются по каждому пункту контроля отдельно, а пробы выпадений — по всем пунктам контролируемой территории.

Все случаи появления необычного изотопного состава в пробах аэрозолей и выпадений или повышенных уровней радиоактивного загрязнения расследуются оперативной группой контроля территориального (республиканского) управления по гидрометеорологии. При отсутствии таких случаев оперативная группа контроля раз в месяц или в квартал производит профилактическую маршрутную радиометрическую съемку местности в окрестностях каждой АЭС в пределах своей подконтрольной территории. Расследование крупных радиационных инцидентов и аварий, выявление масштабов и последствий которых превышает возможности местной оперативной группы контроля, производит центральная оперативная группа контроля Госкомгидромета СССР. Раз в 5 — 10 лет эта центральная группа производит профилактическую сплошную аэрогамма-спектрометрическую съемку окрестностей всех АЭС на территории страны.

Программа контроля подробно изложена в главе 7.

Местные санитарно-эпидемиологические станции Минздрава СССР осуществляют санитарно-гигиенический контроль за радиационной обстановкой как на самой АЭС, так и в окрестных населенных пунктах.

Радиационный контроль сельскохозяйственной продукции в окрестностях АЭС осуществляют агрохимические и ветеринарные лаборатории Комиссии по качеству и заготовкам сельхозпродукции при СМ СССР. Подробно организация этого контроля изложена в главе 8.

Таким образом, в окрестностях АЭС осуществляется перекрестный радиометрический контроль, что многократно повышает надежность обнаружения радиационных инцидентов и обеспечивает квалифицированное оперативное расследование их последствий.

5.3. ОРГАНИЗАЦИЯ РАДИОМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ ПРИ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ

При радиационной аварии принимаются дополнительные организационные меры по выяснению масштабов и уровней радиоактивного загрязнения, параметров аварии, оценке ее последствий для окружающей среды. Составляется прогноз поведения радиоактивных продуктов во внешней среде, в экосистемах и возможных последствий для здоровья населения. Принимаются меры по ликвидации последствий аварии и в случае необходимости проводятся охранные мероприятия вплоть до эвакуации населения из зоны, загрязненной радиоактивными продуктами аварии.

Вся работа системы радиационного контроля АЭС в режиме нормальной эксплуатации нацелена на обнаружение выхода радиоактивных продуктов во внешнюю среду за пределы контролируемых технологических узлов или зон контроля. Поскольку во внешней среде всегда присутствуют радиоактивные продукты естественного и техногенного происхождения, неизбежно возникает вопрос о том, что считать выходом радиоактивных продуктов во внешнюю среду.

Назовем радиационным инцидентом любое надежно зарегистрированное превышение над уровнем глобального фона содержания радиоактивных продуктов в объекте природной среды.

Статистический анализ флуктуаций естественного гамма-фона показывает, что превышением над фоном измеренной мощности дозы внешнего гамма-излучения № обычно можно считать случаи регистрации уровней

N>\overline{N} + 5\sigma , (5.1)

где \overline{N} — среднее за предыдущий месяц значение; стандартное отклонение \sigma определено по формуле

\sigma = \sqrt{\frac{\sum_{i = 1}^{n} (N_{i} - \overline{N})^{2}}{n - 1}} . (5.2)

Число измерений n должно быть не менее 20, а при нахождении \overline{N} из рассматриваемой совокупности данных измерений за предыдущий месяц должны быть предварительно исключены случаи, удовлетворяющие критерию (5.1).

При типичном значении мощности дозы естественного гамма-излучения 10 мкР/ч обычно 5\sigma \approx 6\text{мкР}/\text{ч} , т.е. при обнаружении мощности дозы больше 16 мкР/ч в данной ситуации можно предположить возможность влияния постороннего источника. Однако естественный гамма-фон колеблется в достаточно широких пределах, поэтому его нужно определять для каждой конкретной местности отдельно.

Критерием превышения над глобальным фоном бета-активности долгоживущих радионуклидов в суточных атмосферных выпадениях P и их среднесуточной концентрации в приземной атмосфере q можно считать уровни, удовлетворяющие условиям

P>10\overline{P};q>5\overline{q} . (5.3)

Здесь \overline{P} и \overline{q} — средние значения радиоактивных выпадений и концентрации радиоактивных аэрозолей в воздухе за предыдущий месяц, причем из усреднения предварительно должны быть исключены все случаи, удовлетворяющие критериям (5.3). Под бета-активностью долгоживущих радионуклидов подразумеваются результаты измерений через t >= 4 сут после окончания отбора пробы.

Для бета-активности короткоживущих радионуклидов, которая измеряется через 1 сут после окончания отбора суточной пробы аэрозолей или атмосферных выпадений или же перед окончанием отбора пробы аэрозолей полевым радиометром, помещенным непосредственно на экспонируемый фильтр, критерием превышения над глобальным фоном являются условия

P>10\overline{P};q>10\overline{q};N>10\overline{N} ; (5.4)

где \overline{P} , \overline{q} , \overline{N} — соответствующие средние значения измеряемых величин за предыдущий месяц, найденные по совокупности данных, из которых исключены случаи, удовлетворяющие условию (5.4).

Для бета-активности долгоживущих радионуклидов в природных водах C критерием превышения над глобальным фоном является условие

C>5\overline{C} , (5.5)

где \overline{C} — средняя за последний месяц концентрация. При усреднении, как и в предыдущих случаях, из выборки предварительно исключаются данные, удовлетворяющие условию (5.5).

Повышенная радиоактивность проб почвы, атмосферных выпадений, аэрозолей и воды, удовлетворяющая критериям (5.1), (5.3) - (5.5), еще не является однозначным свидетельством обнаружения радиационного инцидента на АЭС. Причиной могут быть резкие колебания глобального радиоактивного фона вследствие проведенного испытания ядерного оружия, перенос от постороннего источника радиоактивных продуктов или редко встречающиеся большие флуктуации естественного радиоактивного фона. Поэтому необходимо сопоставление результатов измерений радиоактивности проб с метеорологической информацией, полученной на метеостанции, расположенной в непосредственной близости от АЭС, в первую очередь с направлением ветра за период экспозиции планшета или аэрозольного фильтра или за период, прошедший с момента предыдущего измерения гамма-излучения почвы.

Окончательный ответ о причине повышенной радиоактивности пробы может дать только радиоизотопный анализ, поэтому каждая проба, удовлетворяющая одному из перечисленных выше критериев, в обязательном порядке анализируется на гамма-спектрометре.

Если рассматриваемый изотоп отсутствует в составе глобального радиоактивного фона, как, например, цезий-134, кобальт-60 и др., то критерием его обнаружения является регистрация уровня, превышающего в два раза порог чувствительности применяемой аппаратуры.

Если обнаруженный в анализируемой пробе изотопный состав не отличается от состава продуктов глобального радиоактивного фона, для выделения влияния АЭС используются следующие приемы.

• При изотопном анализе проб почвы, воды, аэрозолей и атмосферных выпадений радиоактивный выброс в атмосферу или сброс жидких отходов в реки и водоемы следует считать зарегистрированным при наличии метеорологических или иных данных, подтверждающих направление переноса и при условии

n>3\overline{n};P>3\overline{P};q>3\overline{q};C>3\overline{C} . (5.6)

Здесь \overline{n} , \overline{P} , \overline{q} , \overline{C} — значения глобального фона для почвы, выпадений, аэрозолей и воды соответственно. Для аэрозолей, атмосферных выпадений и воды это результаты измерений в удаленном от АЭС пункте или средние за предыдущий месяц значения в этом же пункте при исключении из усреднения данных, удовлетворяющих указанным критериям. Для почвы это усредненные результаты измерений в удаленных от АЭС пунктах в таких же ландшафтных условиях.

• Индикатором выбросов АЭС может служить отличие отношения концентраций двух изотопов от значения, характерного для глобального фона. Наиболее удобным является отношение церий-144/цезий-137, которое для выбросов АЭС значительно меньше, чем для глобального фона (на порядок и более). Для выделения выбросов АЭС на глобальном фоне можно, например, построить график зависимости наблюдавшегося отношения церий-144/цезий-137 от времени для глобального фона и на этот график нанести данные наблюдений на ближайших к АЭС пунктах. Если эти точки систематически располагаются ниже кривой глобального фона, это говорит об избытке в атмосфере цезия-137 местного происхождения.

Последний из указанных выше приемов удобен для обнаружения поступления в атмосферу радиоактивных продуктов в виде небольших систематических утечек или стационарного выброса небольшой мощности.

• В тех случаях когда критерии (5.1), (5.3) - (5.6) не срабатывают, радиоактивные выбросы АЭС в атмосферу могут быть обнаружены путем статистической обработки результатов измерений концентрации радионуклидов в воздухе в пунктах контроля, расположенных вокруг АЭС, совместно с данными о направлении ветра.

Наиболее простым является метод сопоставления полярных диаграмм. Строится полярная диаграмма концентрации радиоактивности в приземной атмосфере по данным измерений в пунктах, расположенных в разных направлениях от АЭС, и накладывается на полярную диаграмму «розы ветров» за период пробоотбора. Резкие расхождения в форме этих диаграмм, с учетом глобального фона, свидетельствуют о наличии выброса от АЭС за рассматриваемое время, превышавшего стационарные выбросы.

Для определения постоянной небольшой утечки радиоактивных продуктов в атмосферу используется метод выделения «полезного сигнала» на фоне «шумов». Для этого производится статистическая обработка материалов наблюдений за сравнительно большой период времени. С этой целью для каждого периода экспонирования фильтров на местности вокруг АЭС строятся полярные диаграммы концентрации радионуклидов в воздухе и для каждой диаграммы (где это возможно) выделяется подветренное направление. Затем все диаграммы совмещаются полюсами и поворачиваются вокруг полюса так, чтобы подветренные направления на них совпали, после чего производится усреднение концентраций по каждому азимуту от АЭС. Концентрации с подветренной от АЭС стороны, соответствующие «полезным сигналам», при этом складываются, а беспорядочно ориентированные по азимутам «шумы» глобального фона при усреднении взаимно уничтожаются и сильно ослабевают.

Эти данные могут быть использованы для обнаружения факта регулярных утечек радиоактивных продуктов на АЭС, что позволяет при необходимости принять надлежащие меры по поиску и устранению этих утечек и укреплению технологической дисциплины на предприятии.

В отличие от радиационного инцидента условно радиационной аварией будем называть любой случай, который привел к превышению ДКБ — допустимой для ограниченной части населения (категории Б) концентрации радиоактивных продуктов в приземной атмосфере или в воде за пределами промплощадки, либо к превышению ДМДБ — допустимой мощности дозы внешнего гамма-облучения для ограниченной части населения. Для территории санитарно-защитной зоны, если она не захватывает населенный пункт, ДМДБ составляет 300 мкР/ч, что соответствует для воздуха 0,24·10-3 бэр/ч (0,24·10-3 сЗв/ч), а в зоне наблюдения и в населенных пунктах, расположенных внутри санитарно-защитной зоны, — 75 мкР/ч, что соответствует 0,06·10-3 бэр/ч (0,06 x 10-3 сЗв/ч) [12].

Классификация аварий по масштабу распространения радиоактивных продуктов в окружающей среде была приведена в главе 2, в которой они были разделены на локальные, местные, средние и крупные. Таким образом, в нашем условном определении радиационный инцидент отличается от радиационной аварии уровнем радиоактивного загрязнения окружающей среды, а аварии друг от друга отличаются пространственными масштабами радиоактивного загрязнения.

С точки зрения организации радиометрического контроля возможны разные варианты развития событий при радиационных инцидентах и аварийных ситуациях.

Если на АЭС сработала система радиационного контроля за возможными источниками поступления радиоактивных продуктов во внешнюю среду, то оценивается мощность выброса, т.е. суммарная радиоактивность этих продуктов, высота их первоначального подъема в атмосфере, и с привлечением метеоданных оперативно рассчитываются ожидаемые плотности радиоактивного загрязнения местности, местоположение зоны загрязнения и концентрации радионуклидов в воздухе. Методы расчета изложены в главе 3.

Оценка изотопного состава выброса позволяет по плотности радиоактивного загрязнения местности рассчитать мощность дозы гамма-излучения с поверхности почвы с использованием следующих значений дозовых коэффициентов, т.е. коэффициентов перехода от плотности поверхностного загрязнения почвы к мощности дозы гамма-излучения (в мкР/ч на 1 Ки/км2):

Если же изотопный состав выброса в первое время еще неизвестен, при аварии реактора для первых грубых оценок можно исходить из данных об изотопном составе, приведенных в главе 2. В первое время после аварии мощность дозы гамма-излучения с поверхности почвы в основном обусловлена излучением короткоживущих теллура с йодом-132 и йода-131, доля активности которых в общей активности почвы составляет примерно по 30%. В соответствии с этим при плотности суммарного радиоактивного загрязнения местности продуктами аварии A в первое время мощность дозы гамма-излучения почвы составляет № над естественным гамма-фоном и определяется по формуле

N ~= 14A, (5.7)

где A выражено в Ки/км2. Для воздуха значению A = 1 Ки/км2 примерно соответствует мощность эквивалентной дозы гамма-излучения 11·10-6 бэр/ч.

Формула (5.7) пригодна только для предварительной оценки мощности дозы внешнего гамма-излучения почвы при аварии реактора в период, когда изотопный состав выброса еще не известен.

По мере радиоактивного распада короткоживущих изотопов соотношение между плотностью радиоактивного загрязнения местности и мощностью дозы гамма-излучения с поверхности почвы будет меняться.

При случайном сбросе жидких радиоактивных отходов в водоток рассчитывается ожидаемая концентрация изотопов в водоеме или реке по методике, описанной в главе 3.

С учетом результатов расчетной оценки радиационной обстановки администрацией АЭС принимаются меры по оперативной оценке реальных уровней и масштабов радиоактивного загрязнения местности путем измерений мощности дозы гамма-излучения с поверхности почвы переносными радиометрами и отбора проб почвы, растительности (летом) и воды. Во всех стационарных пунктах контроля вокруг АЭС планшеты, фильтры и термолюминесцентные дозиметры немедленно заменяются. Результаты измерений используются для построения карт радиационной обстановки с нанесением изолиний мощности дозы гамма-излучения и изолиний плотности загрязнения местности отдельными изотопами, в частности йодом-131, цезием-134, -137, стронцием-89, -90, плутонием-238, -239, -240.

Возможны случаи, когда система радиационного контроля за возможными источниками поступления радиоактивных продуктов во внешнюю среду на АЭС не сработала, но в окрестностях атомной станции в пробах объектов внешней среды обнаружено повышенное содержание суммарной бета-активности или отдельных изотопов либо повышенные уровни гамма-радиации на местности, удовлетворяющие хотя бы одному из критериев (5.1), (5.3) - (5.6). Тогда организуется детальное маршрутное обследование района, в котором обнаружены повышенные уровни радиоактивности, и проверка уровней во всех стационарных пунктах наблюдения в окрестностях АЭС. Одновременно производится расследование, направленное на выявление источника загрязнения. При этом проверяется вариант возникновения возможной зоны загрязнения за счет переноса радиоактивных продуктов от источника по воздуху, для чего привлекаются метеоданные за период между измерениями мощности дозы в рассматриваемом пункте либо за период экспонирования планшета или фильтра, в частности данные о направлениях ветра в приземном слое атмосферы и на высоте трубы вентиляционного центра. При подтверждении данных об образовании участка или зоны радиоактивного загрязнения местности принимаются описанные выше меры по оперативной оценке уровней и масштабов загрязнения.

О каждом радиационном инциденте, аварии или случае выброса в атмосферу, сброса жидких отходов, утере твердых отходов или источников ионизирующего излучения, активность которых превышает установленные контрольные уровни, лаборатория внешней дозиметрии АЭС одновременно сообщает администрации атомной станции и местному Управлению по гидрометеорологии, а о радиационной аварии и санэпидстанции. Информация об этом направляется немедленно, не позднее чем через 1 ч с момента обнаружения.

Управление по гидрометеорологии направляет свою оперативную группу для уточнения радиационной обстановки на месте и принимает решение о необходимости вызова центральной оперативной группы в случае больших масштабов аварии. На основе получаемой информации санэпидстанция принимает решение о необходимости разворачивания работ по охране здоровья местного населения.

В случае радиационной аварии администрация АЭС не позднее чем через 1 ч с момента обнаружения сообщает об этом в Минатомэнерго СССР и местным органам советской власти, которые после уточнения радиационной обстановки принимают решение о необходимости принятия защитных мер и целесообразности привлечения разных организаций к работам по ликвидации последствий аварии.

Контроль за облучением населения при радиационных авариях должен осуществляться с целью выявления критических групп населения, принятия неотложных мер по ограничению облучения, а также для принятия решения о возможности дальнейшего пребывания населения в данной местности. В связи с этим основной задачей контроля является получение достоверной, необходимой и достаточной информации о дозовых нагрузках на население, проживающее в зоне наблюдения АЭС, а при необходимости и за ее пределами, подвергшееся воздействию аварийного радиоактивного выброса (или сброса) АЭС.

Организация контроля за облучением населения при радиационных авариях должна проводиться в соответствии с требованиями ОСП72/87 и СППНАЭ-87. Ответственность за организацию работ по контролю за облучением населения возлагается на руководство АЭС. Оборудование, необходимое для выполнения этих работ, должно быть предусмотрено в проекте АЭС. В разделе «Радиационная безопасность» проекта должны быть предусмотрены пункты, определяющие объем контроля, периодичность контроля, контингент индивидуально контролируемых лиц, технические средства и методическое обеспечение контроля.

Контроль за облучением населения должен, как правило, предусматривать применение автоматизированных систем с использованием вычислительной техники и с необходимым метрологическим обеспечением.

Система индивидуального аварийного контроля за внешним облучением населения должна основываться на использовании термолюминесцентных комплектов индивидуальных (аварийных) дозиметров. Необходимое число индивидуальных дозиметров должно иметься в запасе уже на стадии физического пуска реактора. Для контролируемых лиц необходимо предусмотреть двойной запас индивидуальных дозиметров для обмена по срокам ношения. Место хранения дозиметров должно быть удалено от возможных источников облучения и загрязнения радиоактивными веществами. Дозиметры должны быть готовы к работе немедленно после начала аварии.

В случае возникновения аварии дозиметры должны быть розданы населению в короткие сроки с занесением всех необходимых сведений в регистрационные карточки (журналы).

При получении информации о дозовых нагрузках на население выявляются критические группы, по данным о среднем облучении этих групп принимаются соответствующие решения.

Кроме контроля за внешним облучением населения, необходимо проводить выборочный контроль за внутренним облучением с помощью спектрометров излучения человека (СИЧ) или другими методами.

Результаты измерения оформляются протоколами, сообщаются населению и направляются в органы Госсаннадзора и другим заинтересованным организациям. Органы Госсаннадзора осуществляют выборочный контроль за облучением населения собственными силами.

5.4. ОСОБЕННОСТИ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ПРИ СНЯТИИ АЭС С ЭКСПЛУАТАЦИИ

Прекращение эксплуатации энергоблока АЭС может быть связано либо с радиационной аварией, сопровождавшейся такими разрушениями, при которых его восстановление экономически нецелесообразно, либо выработкой ресурса реакторной установки энергоблока.

Ориентировочный срок эксплуатации реакторной установки составляет 30 — 40 лет. После удаления облученного топлива и охлаждающей воды (на легководных реакторах) свыше 95% остаточных радиоактивных продуктов приходится на корпус реактора и элементы конструкции, входящие в состав его непосредственного окружения.

Система радиационного контроля, существующая на действующей АЭС, может в связи с прекращением эксплуатации энергоблока подвергнуться модификации в зависимости от конкретных условий, сложившихся на АЭС, радиационной обстановки и методологии проводимых на энергоблоке работ.

Если выход энергоблока из строя связан с радиационной аварией, система радиационного контроля переходит на аварийный режим работы, описанный ранее.

Если же энергоблок остановлен в связи с выработкой ресурса реакторной установки, то система радиационного контроля за состоянием окружающей среды в окрестностях АЭС продолжает функционировать в том же объеме, что и при нормальной эксплуатации атомной электростанции, даже если АЭС состоит из одного энергоблока, снимаемого с эксплуатации.

После остановки и расхолаживания реактора, как правило, перед началом работ по демонтажу или консервации реакторной установки производится выдержка для уменьшения активности этой зоны за счет радиоактивного распада короткоживущих изотопов. Продолжительность выдержки определяется оптимальным соотношением между уменьшающимися со временем затратами на защитные мероприятия при демонтаже или консервации реактора и растущими со временем затратами на инспекции, техобслуживание остановленного реактора, его охрану и потерь за счет вывода из пользования охраняемой территории.

В зависимости от конкретных условий и мощности реактора демонтаж может происходить в несколько этапов.

В качестве предварительной меры производится удаление всех легкодоступных радиоактивных материалов, а технологическое оборудование, узлы и конструкции реакторной установки оставляются нетронутыми. В этом случае персонал, осуществляющий техобслуживание и контроль реакторной установки, продолжает выполнять свои функции по-прежнему. В окружающей среде в процессе удаления радиоактивных материалов возможно появление повышенных концентраций радиоактивных продуктов, поэтому в этот период радиационный контроль проводится более тщательно.

На втором этапе оставляются и опечатываются те части реакторной установки, которые сохраняют высокие уровни радиоактивности. Менее радиоактивные части демонтируются и удаляются, обычно это активированное оборудование и облицовочные слои бетона. При этих работах возможно образование высоких концентраций радиоактивной пыли, а при пылеподавлении орошением — активных сточных вод. В районе проведения работ радиометрический контроль при этом осуществляется непрерывно, а в окрестностях АЭС — ежедневно. После завершения работ и стабилизации радиационной обстановки радиометрический контроль восстанавливается в том же объеме и в том же режиме, что и при нормальной эксплуатации АЭС.

При окончательном демонтаже реакторной установки производится удаление всех радиоактивных материалов, содержание радиоизотопов в которых выше допустимого уровня. Большая часть реакторной установки, в частности узлы активной зоны, теплообменники, трубопроводы, из-за высокой активности демонтируются с помощью дистанционно управляемого оборудования. Чтобы уменьшить образование высокоактивной пыли и паров металлов при демонтаже оборудования реакторной установки, часть работ производится под водой в корпусе реактора.

При всех этих работах образуется большое количество радиоактивных отходов. Так, по приблизительным оценкам, в результате демонтажа легководного реактора мощностью 1000 МВт (эл.) образуется несколько сотен кубометров радиоактивных отходов, подлежащих захоронению вместе с отходами, образующимися при нормальной работе АЭС, и такое же количество отходов, активность которых требует специальных способов захоронения, например глубоко под землей в выработанных сухих шахтах.

Кроме того, при полном демонтаже образуется примерно 50 тыс. м3 нерадиоактивных отходов, в том числе условно нерадиоактивных, активность которых не превышает установленных критериев. Непосредственной угрозы здоровью людей эти отходы не представляют, но их использование в хозяйственной деятельности за пределами АЭС и санитарно-защитной зоны недопустимо. Такое использование со временем может привести к широкомасштабному спонтанному повышению содержания радиоактивных продуктов в самых различных объектах, где эти отходы могут использоваться, что нежелательно, поскольку приводит к труднопредсказуемым последствиям. Например, использование условно нерадиоактивных отходов при планировке территорий может со временем в результате естественной миграции радионуклидов в ландшафте привести к накоплению долгоживущих изотопов на отдельных участках, соответствующих геохимическим барьерам, до опасных уровней вследствие возможности проникновения по пищевым цепочкам в рацион населения. Использование частей металлоконструкций в качестве сырья во вторичной металлургии приведет к ухудшению фоновых характеристик и порога чувствительности детекторов ионизирующих излучений.

В процессе работ по полному демонтажу реакторной установки, несмотря на принимаемые предохранительные меры, образуется большое количество радиоактивной пыли, паров и газов, возможны протечки и проникновение в окружающую среду радиоактивных вод, разнос радиоактивного загрязнения движущимся транспортом и строительными механизмами, используемыми в процессе демонтажа.

Поэтому в районе работ организуется тщательный непрерывный контроль за радиационной обстановкой, зона работ в обязательном порядке огораживается, выходящий транспорт и механизмы контролируются и при необходимости дезактивируются.

В период демонтажа в окрестностях АЭС на стационарных пунктах контроля производятся ежедневные измерения уровней радиации и отбор суточных проб радиоактивных выпадений и аэрозолей. Периодически, не реже одного раза в неделю, проводится маршрутная радиометрическая съемка дорог, по которым может двигаться транспорт, выходящий из зоны работ, и территория гаражей и стоянок этого транспорта. С той же периодичностью контролируется содержание радиоактивных продуктов во всех видах и источниках местных стоков, в том числе в ливневых стоках в водные системы, а также в отходах (илах) местных очистных сооружений бытовых вод и промстоков.

Транспортировка радиоактивных отходов к местам их захоронения производится с соблюдением всех мер защиты окружающей среды от загрязнения. Тем не менее следует учитывать возможность такого загрязнения и контролировать чистоту транспортной магистрали каждый раз после перевозки по ней отходов высокой активности посредством маршрутной гамма-съемки с движущегося транспортного средства.

Места долговременного хранения высокоактивных отходов в течение сотен лет являются потенциальными источниками возможного радиоактивного загрязнения природной среды. По мере естественного старения материалов стенок емкостей могильников, защитных оболочек контейнеров с отходами, блоков отвержденных отходов будет происходить их постепенное разрушение в результате воздействия внешних факторов и внутренних физико-химических процессов, сопровождающееся проникновением радиоактивных продуктов в окружающую среду. Поэтому места захоронения радиоактивных отходов должны находиться под постоянным радиометрическим контролем. Радиометрическая съемка территории вблизи могильника производится каждый раз при загрузке радиоактивных отходов в могильник, причем измерения производятся два раза, до и после загрузки отходов. При случайном загрязнении территории в случае необходимости производится ее дезактивация. В перерывах между загрузками радиометрическая съемка производится периодически, не реже одного раза в месяц. С такой же периодичностью контролируется концентрация радиоактивных продуктов в грунтовых водах, отбираемых из водоносных горизонтов через скважины, пробуренные с учетом результатов гидрогеологических изысканий.

После консервации могильника в связи с его заполнением радиометрический контроль продолжает осуществляться ежемесячно в прежнем объеме.

Необходимо также следить за изменениями гидрологического режима прилегающей местности, техногенными изменениями геологических структур и возможностью возникновения деформаций могильников вследствие оползней, сейсмической активности и других опасных явлений, которые могут привести к проникновению природных вод в могильник и, как следствие, к рассеянию радиоактивных продуктов в ландшафте и широкомасштабному загрязнению окрестных рек, водоемов и артезианских скважин.

Для контроля за изменениями гидрогеологического режима местности администрация АЭС привлекает специализированные организации других ведомств.

Полный демонтаж реактора большой мощности, выработавшего свой ресурс или подвергшегося разрушениям в результате аварии, может оказаться экономически нецелесообразным при достигнутом к тому времени уровне развития технологии. В этом случае производится консервация реакторной установки с предварительным удалением топлива и теплоносителя, если это возможно. Консервация производится путем возведения специального защитного укрытия вокруг реакторной установки или даже вокруг всего разрушенного при радиационной аварии энергоблока, как это имело место на Чернобыльской АЭС.

Если остаточная активность реакторной установки велика, то вследствие радиоактивного распада выделяется такое количество тепла, которое требует оставления вентиляционных отверстий в стенах укрытия или даже организации специального теплосъема. При этом укрытие становится постоянным возможным источником радиоактивных аэрозолей. Большие температурные градиенты могут со временем привести к появлению трещин в укрытии, поэтому за его состоянием необходим постоянный надзор, сопровождающийся тщательным непрерывным радиометрическим контролем с помощью датчиков, расположенных как на самом укрытии, так и за его пределами, на прилегающей территории. В окрестностях АЭС радиометрический контроль в этом случае осуществляется так же, как и при открытом демонтаже реакторной установки.

Если количество тепла, выделяющегося при радиоактивном распаде в активной зоне, может балансироваться естественным теплоотводом окружающих грунтов и горных пород, укрытие может быть сделано полностью герметичным. В этом случае после окончания работ по герметизации радиометрический контроль в районе захоронения реакторной установки осуществляется так же, как и в районе подвергшегося консервации могильника радиоактивных отходов.

После завершения всех работ по полному демонтажу реакторной установки и ее полной герметизации в обязательном порядке проводится подробная радиометрическая съемка окрестной местности с составлением карт содержания в почве долгоживущих изотопов. Для съемки администрация АЭС привлекает аэрогамма-спектрометрические средства контроля других ведомств. Результаты съемки представляют собой новый радиоактивный фон, т.е. новую точку отсчета, сравнение с которой при последующих, измерениях позволит судить об изменениях радиационной обстановки при долговременных наблюдениях.

Таким образом, основные принципы радиационного контроля при снятии энергоблоков АЭС с эксплуатации заключаются в следующем.

1. Объем радиационного контроля во внешней среде за пределами промплощадки АЭС зависит от состояния снимаемого с эксплуатации блока АЭС и конкретных условий расположения площадки. Он определяется и корректируется службой радиационного контроля окружающей среды АЭС и промышленной санитарной лабораторией в соответствии с их Положениями, закрепляется в их планах-графиках проведения радиационного контроля, которые утверждаются и согласовываются с Госкомгидрометом СССР и другими органами в установленном порядке.

2. При снятии с эксплуатации энергоблоков АЭС и при наличии на промплощадке других действующих блоков объем радиационного контроля во внешней среде не может быть уменьшен по сравнению с объемом радиационного контроля при нормальной эксплуатации энергоблоков АЭС.

3. Решение о прекращении радиационного контроля во внешней среде вокруг промплощадки АЭС во всех случаях может быть принято только после подробного обоснования возврата территории промплощадки АЭС для неограниченного использования в народном хозяйстве, что оформляется отдельным актом в установленном порядке.

4. Если на промплощадке АЭС все энергоблоки находятся на стадии снятия с эксплуатации, то:

• при наличии остановленных, но не разгруженных от ядерного топлива блоков радиационный контроль за внешней средой производится в том же объеме, что при нормальной эксплуатации;
• при разгруженных энергоблоках, находящихся на стадии консервации, периодичность радиационного контроля за внешней средой может быть уменьшена с обязательным обоснованием, в котором должна быть указана и согласована с местными органами Госсаннадзора и Госкомгидромета СССР степень герметизации;
• при наличии на промплощадке АЭС энергоблоков на стадии захоронения в зависимости от местных гидрогеологических условий должен проводиться радиационный контроль грунтовых вод за пределами промплощадки АЭС;
• при производстве демонтажных работ на энергоблоках, снимаемых с эксплуатации, или при ликвидации энергоблока АЭС, что связано с транспортировкой радиоактивных демонтажных отходов в хранилища за пределами промплощадки, должен проводиться контроль радиоактивного загрязнения дорог и прилегающей к ним территории на расстоянии до 100 м в обе стороны от дороги.

5. При транспортировке демонтажных отходов энергоблока АЭС в специальных контейнерах и спецтранспорте должен быть дополнительно установлен радиационный контроль загрязнения контейнеров и спецтранспорта на выезде с территории производства демонтажных работ и мест хранения демонтажных отходов.

6. При производстве широкомасштабных дезактивационных работ в период снятия с эксплуатации энергоблоков АЭС периодичность контроля радионуклидного состава жидких сред, удаляемых с АЭС, должна быть увеличена в зависимости от объемов, продолжительности дезактивационных работ и типа дезактивируемых помещений и оборудования.

7. При ограниченном повторном использовании в народном хозяйстве части демонтажных отходов, образующихся при снятии с эксплуатации энергоблоков (металл, бетон, песок и т.п.), должен проводиться входной-выходной радиационный контроль их объемной активности для соблюдения соответствующих нормативов на всех этапах схемы движения и переработки демонтажных отходов, включая места использования готовой продукции. На местах использования продукции из материалов рецикла и в зависимости от ее вида проводится выборочный радиационный контроль мощности дозы внешнего гамма-излучения не реже одного раза в полгода.

6. КОНТРОЛЬ ЗА ВЛИЯНИЕМ НЕРАДИАЦИОННЫХ ФАКТОРОВ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

К нерадиационным факторам воздействия на окружающую среду в зоне расположения АЭС относятся:

• загрязнение природной среды химическими примесями,
• «тепловое» загрязнение,
• последствия хозяйственной деятельности, влияние водозабора на биоту и т.п.

Контроль за нерадиационными факторами осуществляется подразделениями Госкомгидромета СССР при участии сотрудников АЭС, выполняющих природоохранные работы.

АЭС осуществляет контроль только за сбросами тепла и тех видов химических веществ, которые способны вызвать загрязнение водоемов и окрестностей. Это нефтепродукты, сульфаты, взвеси, отходы гальванического участка ремонтного подразделения и другие, специфические для каждой конкретной АЭС. Полный объем контроля в описанном ниже виде для лаборатории охраны природы АЭС не является обязательным.

Целью контроля за нерадиационными факторами является получение сведений, необходимых для оценки состояния водоема-охладителя, а также данных о возможном химическом загрязнении природной среды в комплексе с другими видами загрязнений (радиоактивным, тепловым).

Необходимыми элементами контроля являются:

• инвентаризация всех видов нерадиационных источников;
• организация и выполнение измерений концентраций химических загрязняющих примесей, выбрасываемых (сбрасываемых) АЭС в окружающую среду, и тепловых сбросов;
• оценка загрязнения объектов природной среды химическими примесями, источниками которых являются производства, обеспечивающие эксплуатацию АЭС;
• оценка и прогноз теплового воздействия и изменений режима загрязнения природной среды в районе расположения АЭС химическими примесями вследствие суммарных выбросов (всех типов) атомной электростанции, предприятий местной промышленности, трансграничного переноса.

6.1. КОНТРОЛЬ ЗА ЗАГРЯЗНЕНИЕМ АТМОСФЕРЫ ХИМИЧЕСКИМИ ПРИМЕСЯМИ

Контроль осуществляется путем выполнения наблюдений за приземной концентрацией примесей в соответствии с рекомендациями [16], а также путем расчетов.

Наблюдения за химическим загрязнением проводятся на стационарных, маршрутных и подфакельных постах.

Стационарные посты служат для проведения систематических наблюдений. Они оборудованы специальными павильонами, оснащены аппаратурой для отбора проб воздуха и непрерывной регистрации содержания вредных примесей в атмосфере, а также приборами для определения метеорологических характеристик. Стационарный пост устанавливается в населенных пунктах с численностью населения более 50 тысяч человек.

Маршрутные посты также предназначены для регулярных наблюдений. Отбор проб воздуха и метеорологические наблюдения на этих постах выполняются с помощью передвижной лаборатории.

Наблюдения под факелами дымовых труб соседних с АЭС предприятий выполняются с целью получения данных о распространении химических вредных веществ от отдельных источников выбросов в зависимости от метеорологических условий и оценки влияния этих источников на загрязнение атмосферы.

Отбор проб воздуха производится последовательно по направлению ветра на расстояниях от источника выбросов 0,2 — 0,5, 1, 2, 3, 4, 8, 10, 15 и 20 км. Кроме того, организуется пост по отбору проб воздуха с наветренной стороны от источника, на расстоянии, исключающем влияние обследуемого источника на концентрацию.

При изменении направления пространственной ориентации факела отбор проб прекращается и посты перемещаются в зону его влияния. Если установить посты на указанных расстояниях не представляется возможным, выбирают доступные маршруты. Особое внимание уделяется наблюдениям на расстояниях, на которых можно ожидать наиболее высокие концентрации примесей (равные 10 — 40 средним высотам вентиляционных труб). Наблюдения проводятся за приоритетными примесями с учетом мощности выбросов и их токсичности. В зоне возможного загрязнения отбирают не менее 50 — 60 проб воздуха (при минимум 25 измерениях на других расстояниях) по каждому ингредиенту в разные сезоны года (зимой, летом, осенью, весной). Отбор проб проводится на высоте 1,5 м от поверхности Земли в течение 20 мин.

При проведении подфакельных наблюдений на территории, где несколько промышленных предприятий, необходимо выбирать наиболее мощные из них и отбор проб проводить поочередно в зоне влияния каждого источника.

Параллельно с отбором пылегазовых проб производятся измерения скорости и направления ветра, температуры и влажности воздуха, а также метеорологические наблюдения за атмосферными явлениями, состоянием погоды и состоянием деятельной поверхности.

Для определения характеристик ветра применяется ручной анемометр МС-13. Направление ветра определяется в течение 1 — 2 мин по 16 румбам. При отсутствии ветра в графе «Направление» записывается «штиль», в графе «скорость» — 0.

Для измерения температуры и влажности воздуха используют аспирационный психрометр, наблюдения по которому проводят в течение 10 мин. Выполняются три отсчета по сухому и смоченному термометрам, вносятся поправки из прилагаемого к каждому термометру поверочного свидетельства, определяются исправленные значения температуры и по психрометрическим таблицам рассчитываются значения абсолютной (гПа) и относительной (%) влажности.

При отборе проб пылегазовых выбросов, обусловленных выбросами автомобильного транспорта, наблюдения проводят в районе наиболее оживленных магистралей, располагая посты по направлению движения транспорта.

Контроль за загрязнением атмосферы приоритетными химическими примесями осуществляется:

• постоянно в радиусе до 30 км от АЭС в населенных пунктах с населением более 50 тысяч человек в специально организованных павильонах по стандартной программе;
• постоянно в районах возможного ухудшения экологической обстановки вследствие одновременного воздействия радиоактивных выбросов АЭС и близрасположенных мощных посторонних источников химических примесей;
• эпизодически при разовом выбросе значительных объемов химических примесей, существенно превышающих ПДК в районе расположения АЭС;
• эпизодически в сроки, согласованные с органами Санэпидемслужбы, на оживленных автомагистралях и в других районах влияния крупных источников примесей.

Расчет приземных концентраций примесей для целей нормирования выбросов производится согласно [6]. Расчет производится на основе данных об объемах выбросов и параметрах их источников. Метеорологические условия территории района расположения АЭС учитываются введением коэффициента, соответствующего наиболее неблагоприятным условиям рассеяния примесей.

Для определения ореолов химического загрязнения почв в окрестностях атомных электростанций в тех районах, где оно существенно, эпизодически в конце зимы отбираются пробы снега на всю глубину. Эта работа может совмещаться с отбором проб снега для определения его радиоактивности и производится в сжатые сроки.

Для расчетной оценки приземной концентрации химических примесей, распространяющихся от промышленных источников, могут быть использованы модели, описанные в главе 3.

6.2. КОНТРОЛЬ ЗА ХИМИЧЕСКИМ ЗАГРЯЗНЕНИЕМ ПОЧВЫ

Основными источниками химического загрязнения почв в районе расположения АЭС являются автомобильный транспорт, строительные работы, связанные с пылеобразованием, и только в отдельных редких случаях сама АЭС. Выбрасываемые этими промышленными производствами загрязняющие вещества переносятся воздушным потоком, вымываются осадками и осаждаются на расстояниях, зависящих от параметров источников выбросов и метеорологических условий.

Контроль за загрязнением почв химическими веществами осуществляется путем непосредственных экспериментальных наблюдений. Методика формирования сети, полевые исследования и отбор образцов проб почв представлены в приложении 3. Частота отбора проб почвы устанавливается в зависимости от решаемых задач:

• одновременно при взятии проб на радиоизотопный анализ отбираются пробы и для последующего определения концентраций химических примесей;
• эпизодически в случае поступления на поверхность почвы значительного количества химических примесей;
• эпизодически (1 раз в 3 — 5 лет) в районах влияния крупных источников примесей, оживленных автомагистралей.

По результатам определений концентрации химических примесей в почве изучают:

• содержание подвижных форм стронция и тяжелых металлов, а также макроэлементов и пестицидов на полях;
• соответствие отдельных элементов определенным типам почв и видам ландшафтов;
• влияние геофизических барьеров на уровень загрязнения почв отдельными веществами;
• особенности распределения тяжелых металлов (ТМ) на пахотных и пастбищных угодьях, в лесных массивах;
• интенсивность и направленность геохимической миграции ТМ;
• наличие корреляционных связей между концентрациями отдельных химических элементов и особенно ТМ;
• общие закономерности перераспределения ТМ в горизонтальном направлении при сопоставлении распределения концентраций различных элементов вдоль ландшафтных профилей;
• закономерности миграции ТМ по вертикальному профилю.

6.3. КОНТРОЛЬ ЗА ХИМИЧЕСКИМ ЗАГРЯЗНЕНИЕМ ВОДНЫХ ОБЪЕКТОВ

Осуществляется с целью получения текущей информации о химическом загрязнении водоемов для разработки рекомендаций по управлению качеством воды водоемов-охладителей и прилегающих водных объектов в зоне размещения АЭС.

Задачей гидрохимического контроля водоемов является наблюдение за гидрохимическим режимом водоемов-охладителей и связанных с ним водотоков, оценка и прогноз степени воздействия сбросных вод АЭС на качество воды водоемов-охладителей и прилегающих водных объектов.

Основным требованием к блоку гидрохимического контроля является установление оптимального количества и состава измеряемых гидрохимических показателей, определяемых с учетом требований получения характеристик всех статей гидрохимического баланса.

Решение поставленных задач обеспечивается за счет натурных полевых исследований, лабораторных аналитических работ, обработки и анализа полученной информации.

Натурные исследования включают проведение гидрохимических съемок с измерением температуры воды, содержания растворенного в воде кислорода и отбора проб воды и донных отложений на химический анализ. Перечень наблюдаемых показателей и компонентов химического состава вод водоемов-охладителей АЭС, методы и средства их определения приведены в приложении 4.

На водоемах-охладителях отбор проб воды проводится из поверхностных и придонных слоев. При значительной кислородной стратификации с учетом конкретных условий, в том числе глубины водоема, число отбираемых проб воды на одной вертикали может быть увеличено до четырех.

Пробы воды отбираются батометрами типа ГР-18 вместимостью 4,0 л. Параллельно производятся гидрологические работы, обеспечиваются расчеты водного, а на его основе гидрохимического баланса водоема-охладителя. При гидрологических исследованиях измеряются уровни и расходы воды, скорость и направление циркуляционных течений, мощность донных отложений. Визуально оцениваются качественные параметры состояния водных объектов: волнение, состояние берегов, ледовые явления.

Гидрохимические и гидрологические съемки должны охватывать основные фазы гидрологического и гидробиологического режимов — зимнюю межень, весеннее половодье, середину и конец летнего вегетационного периода и осеннюю межень, т.е. необходимо проводить не менее шести съемок. Даты съемок определяются интенсивностью и продолжительностью половодья, погодными условиями, характером гидробиологических процессов.

Оптимальная сеть отбора проб воды должна быть построена в предэксплуатационный период с учетом физико-географических условий, типа водоема, его гидробиологических особенностей, источников химического загрязнения водоема, объема сбросных подогретых вод. На основании этого, а также с учетом данных предварительных исследований создается гидролого-гидрохимический паспорт водоема-охладителя и прилегающих водных объектов, в который заносится вся информация начиная от сети отбора проб воды, взвешенных веществ, донных отложений до получения гидрологических и гидрохимических характеристик. При накоплении достаточного количества материала создается балансовая модель формирования качества воды с получением расчетных прогнозных величин.

Ниже для примера приведен примерный объем работ по водоему-охладителю Чернобыльской АЭС: отбор проб производится из поверхностного и придонного слоев в теплой, переходной и холодной зонах, сбросном и подводящем каналах, всего в пяти точках — восемь проб; из р. Припять в районе насосной станции, в местах сброса хозяйственно-бытовых и промышленно-ливневых стоков в водоем-охладитель, из дренажных каналов — шесть проб. При одной гидрохимической съемке отбирается и анализируется не менее 14 проб воды на водоеме-охладителе и прилегающих водотоках. Во всех отобранных пробах воды, за исключением дренажных вод, выделяются и анализируются взвешенные вещества на содержание в них тяжелых металлов.

Всего за одну гидрохимическую съемку анализируется 11 образцов взвешенных веществ. На протяжении года проводится шесть гидрохимических съемок с отбором 84 проб воды и 66 проб взвешенных веществ. Кроме того, в двух точках (холодная и теплая зоны водоема) с максимальными глубинами, на которых происходит активное накопление ила, отбираются и анализируются образцы донных отложений на содержание тяжелых металлов. Отбор этих проб осуществляется два раза в год, при гидрохимических съемках в конце зимнего и летнего периодов.

В процессе гидрохимического контроля определяются показатели, приведенные в приложении 4.

Отбор и анализ проб воды в запланированном процессе гидрохимической съемки производится по следующей схеме. Непосредственно у точки отбора определяются:

• содержание кислорода, pH и температура воды, прозрачность и цвет воды;
• батометром отбирается проба воды объемом 5 л.

Наполнение емкостей водой производят в соответствии с программой наблюдений. Пробы для определения нефтепродуктов, СПАВ, тяжелых металлов, биогенных элементов, главных ионов отбирают в отдельные емкости.

Пробу для определения нефтепродуктов отбирают в вымытый стеклянный сосуд емкостью 0,5 л, добавляют 2 — 4 мл четыреххлористого углерода и встряхивают в течение 2 — 3 мин. После этого в полиэтиленовый сосуд емкостью 1,0 л отбирают пробу для анализа на СПАВ, консервируют добавлением 2 — 4 мл хлороформа на 1 л. Пробы воды на ТМ отбирают в полиэтиленовый сосуд емкостью 1 л. Фильтруют в лабораторных условиях и подкисляют пробу соляной кислотой (1:1) из расчета 8 мл на 1 л воды. Пробу воды на биогенные элементы также отбирают в полиэтиленовый сосуд емкостью 1 л, консервируют 2 — 4 мл хлороформа. В сосуд емкостью 2 л отбирают пробы воды на перманганатную (ПО) и бихроматную (БО) окисляемость, главные ионы. Эта емкость не консервируется. При невозможности определения ПО и БО в день отбора пробы воды для последующего анализа на эти показатели пробы консервируются серной кислотой (1:3) из расчета 1 мл на 1 л воды.

Отобранные пробы воды доставляются в стационарную лабораторию, помещаются в холодильник и анализируются в течение 1 — 3 дней.

По результатам гидрохимических съемок составляют таблицы исходной гидрохимической информации, необходимые для обобщения гидрохимического режима водоемов.

6.4. КОНТРОЛЬ ТЕПЛОВОЙ НАГРУЗКИ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

Тепловые сбросы в атмосферу через трубу вентиляционного центра АЭС сравнительно невелики и не оказывают влияния на окружающую среду. Наибольшее влияние оказывают сбросы теплых вод.

На современных АЭС используется несколько способов охлаждения перегретых станционных вод:

• прямоточное;
• оборотное, при котором охлаждение воды происходит либо вследствие сброса ее в водоем-охладитель, либо при растекании перегретых струй на оросителях в градирнях, либо при разбрызгивании воды форсунками в брызгальных системах.

Охлаждение воды в атмосфере сопровождается испарением влаги с последующей интенсивной конденсацией водяного пара, формированием из продуктов конденсации и разрушения струй воды пароконденсатных факелов, оказывающих неблагоприятное влияние на окружающую среду. Сброс воды в водоем вызывает его перегрев по отношению к атмосфере, испарение воды и формирование «туманов парения» в холодный период года.

Нагревание воды в водоемах до определенной температуры зависит от ряда других факторов: расхода циркуляционной воды, объема водной массы и площади водоема-охладителя, температуры воздуха в водоеме и сбрасываемой воды, погодных условий, интенсивности движения водной массы, активной площади охлаждения.

Контроль температурного режима водных объектов в зоне влияния АЭС осуществляется посредством температурных съемок и стационарных наблюдений на заложенных после предварительных исследований створах и точках. Проведение температурных съемок совмещается с кислородной съемкой с использованием термооксиметров типа Н20-ИОА (УТ-8001). Термосъемки проводят во все гидрологические периоды: зимнюю межень, весеннее половодье, летне-осеннюю межень.

В летний вегетационный период, характеризующийся наиболее напряженным температурным режимом, частота термосъемок может увеличиваться в зависимости от типа водоема-охладителя, тепловой нагрузки на него, а также его морфометрических и гидродинамических особенностей.

Температурная съемка должна охватывать всю акваторию водоема-охладителя, все характерные его зоны. Замеры проводятся в поверхностных и придонных слоях воды. В период летней стагнации замеры температуры проводят по вертикали с интервалом 0,5 и 1,0 м для определения глубины температурного скачка. Выявление слоя температурного скачка и температурного градиента важно для обнаружения «заморных» участков с пониженной концентрацией кислорода. Точки замеров температуры располагаются равномерно от места сброса теплых вод до водозабора. На основании этих данных разграничивают зоны влияния подогретых вод. Температуру воды измеряют в районе подкачки из питающей реки, дренажных каналов водоема, а также хозяйственно-бытовых стоков, стоков промышленно-ливневой канализации и других источников, сбрасывающих воды.

В условиях водохранилища-охладителя руслового типа данные о масштабах теплого загрязнения должны быть дополнены прогнозом их изменения при увеличении тепловой нагрузки.

Значительное влияние оказывает АЭС на природную среду при выбросе тепла и влаги непосредственно в атмосферу в процессе охлаждения перегретой воды с помощью градирен, влажных (башенные, вентиляционные) и сухих, а также брызгальных и комбинированных систем.

Для оценки интенсивности теплового влияния АЭС на природную среду проводятся следующие виды работ:

• систематические наблюдения за метеорологическими характеристиками и атмосферными явлениями в районе расположения АЭС;
• специальные микроклиматические съемки на территории, находящейся под влиянием конденсатных факелов, а также в зоне распространения приземных туманов, смещающихся из района расположения брызгальных установок.

Для этих же целей должны быть использованы результаты специальных исследований НИУ Госкомгидромета СССР и других организаций по выяснению причин образования указанных атмосферных явлений, а также рекомендации по учету этого фактора в экологически безопасной деятельности АЭС.

В перечень метеорологических характеристик и атмосферных явлений, по изменению режима которых можно судить о наличии теплового влияния АЭС, должны входить:

• температура и влажность приземного слоя воздуха;
• скорость и направление ветра;
• метеорологическая дальность видимости;
• радиационный баланс;
• фазовая структура осадков, их количество;
• туманы, гололедно-изморозные явления, гололедица.

Метеорологические наблюдения выполняются согласно [10].

Микроклиматические съемки в зоне АЭС ведутся в соответствии с [15] и включают производство градиентных наблюдений и измерений метеорологических величин (температуры и влажности воздуха, скорости ветра на высотах 0,5 и 2,0 м, направления ветра), сопутствующих им наблюдений за количеством и формой облаков, характером и состоянием подстилающей поверхности, дальностью видимости.

Методика указанных измерений зависит от системы охлаждения воды, поскольку природа и интенсивность влияния выбросов тепла и влаги этими системами на микроклимат окружающей территории различны.

Метеорологические наблюдения под градирнями проводятся на разном расстоянии от градирни в зависимости от направления ветра и видимой длины конденсатного факела. Фоновый пункт наблюдений, с данными которого сравниваются данные подфакельных измерений, должен находиться с наветренной стороны от градирни на достаточном от нее удалении (0,3 — 0,5 км).

При исследовании влияния брызгальных установок метеорологические измерения проводятся не только на разных расстояниях от этих установок по направлению ветра, но и по нормали к преобладающему влагопереносу. Фоновый пункт измерений находится на наветренной стороне от брызгальной системы на ровном открытом месте.

Кроме метеорологических наблюдений систематически ведутся наблюдения за характеристиками конденсатного факела градирни-охладителя, в процессе которых определяются:

• длина факела (градации: менее 150 — 200 м; 200 — 500 м; 500 — 1000 м; 1 — 1,5 км; 1,5 — 2,0 км; 2 — 3 км; 3 — 5 км; 5 — 7 км; 7 — 10 км; более 10 км); длину факела более 5 км определяют по возможности;
• ширина факела (градации: менее 200 м, 200 — 500 м; 500 — 700 м; более 750 м);
• наличие осадков, их фазовая структура и интенсивность (следы осадков, отдельные капли, мелкий дождь (снег), средние осадки);
• диск солнца (просвечивается или не просвечивается);

Аналогичные наблюдения выполняются в зоне формирования «туманов парения», в процессе которых определяют:

• интенсивность тумана (слабый, средний, интенсивный);
• вертикальную мощность тумана (менее 30 м; 30 — 50 м; 50 — 100 м, более 100 м);
• дальность распространения «тумана парения» (побережье водоема, 50 м; 50 — 100 м; 100 — 300 м; 300 — 500 м; 500 — 750 м; 750 — 1000 м, более 1000 м).

7. ТИПОВАЯ ПРОГРАММА КОНТРОЛЯ ЗА СОСТОЯНИЕМ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ В ОКРЕСТНОСТЯХ АЭС

Типовая программа является основой для составления собственной программы работ по контролю за уровнями загрязнения внешней среды в районе расположения каждой АЭС с учетом конструктивных и технологических особенностей предприятия и конкретного расположения его на местности.

Администрация АЭС распространяет программу контроля на источники поступления радиоактивных продуктов во внешнюю среду. Контроль охватывает территорию предприятия, санитарно-защитную зону и зону наблюдения. Контроль осуществляется лабораториями внешней дозиметрии и охраны природной среды, которые работают в контакте с другими службами АЭС.

Местные управления по гидрометеорологии (УГМ) составляют программу контроля природной среды вокруг каждой АЭС, расположенной на обслуживаемой УГМ территории, с привлечением соседних УГМ, если их территория оказывается в пределах 100 км от рассматриваемой АЭС. Контроль осуществляется радиометрической и химической лабораториями УГМ с привлечением в аварийных ситуациях центральной оперативной группы, а в случае необходимости и других учреждений Госкомгидромета СССР.

Местные санэпидстанции Минздрава СССР, агрохимические и ветеринарные лаборатории Комиссии по качеству и заготовкам сельхозпродукции при СМ СССР составляют свои программы контроля исходя из конкретной ситуации, складывающейся на АЭС. Здесь эти программы не рассматриваются.

Программы контроля каждой АЭС с указанием пунктов контроля согласовываются с головной организацией своего ведомства и утверждаются в установленном порядке.

Для всех АЭС программа контроля радиационной обстановки разрабатывается на стадии проектирования предприятия. Через 2 — 3 года после начала эксплуатации АЭС программа контроля должна быть скорректирована согласно результатам проведенных наблюдений за реальным количеством и изотопным составом отходов атомной станции и за радиационной обстановкой в районе ее расположения.

В процессе дальнейшей эксплуатации АЭС программа контроля корректируется по мере необходимости, в частности при вводе в строй каждого нового энергоблока, но не реже, чем один раз в 10 лет.

Уточненная программа согласовывается с органами Госкомгидромета СССР и местными санитарными органами.

7.1. ПРОГРАММА КОНТРОЛЯ ПРИ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС

Программа работы АЭС. В табл. 7.1 приводится примерная типовая программа работ лаборатории внешней дозиметрии АЭС по радиометрическому контролю за объектами внешней среды в окрестностях атомной электростанции. Она включает в себя регулярное определение экспозиционной дозы и мощности дозы гамма-излучения на открытой местности, концентрации радиоактивных продуктов в приземном слое атмосферы, радиоактивных выпадений из атмосферы, содержания радиоактивных продуктов в снежном покрове, почве, растительности, воде, гидробионтах и сельхозпродукции (выборочно).

Таблица 7.1

Примерная программа работ АЭС по радиометрическому контролю внешней среды в окрестностях промплощадки

Приведенные в таблице значения естественного радиоактивного фона или содержания в объектах контроля радиоактивных продуктов техногенного глобального происхождения (глобального фона) носят сугубо ориентировочный характер, подвержены большой изменчивости и подлежат уточнению для каждой конкретной местности.

Накопленная доза гамма-излучения измеряется непрерывно термолюминесцентными дозиметрами или рассчитывается по результатам периодических измерений мощности дозы переносными гамма-радиометрами в радиусе до 30 км от АЭС. Мощность дозы гамма-излучения на 15 — 20 стационарных пунктах контроля измеряется один раз в неделю одновременно с заменой экспонированных аэрозольных фильтров или средств отбора проб радиоактивных выпадений. Кроме того, при введении на АЭС автоматической системы контроля радиационной обстановки (АСКРО) производится непрерывный автоматический контроль мощности дозы гамма-излучения, в первую очередь в ближайших населенных пунктах. Один-два раза в год производится маршрутная гамма-съемка участков местности, где можно ожидать накопления радиоактивных продуктов, преимущественно в радиусе до 5 км от АЭС, на свалках и в местах сбросов сточных вод, у очистных сооружений и вдоль подъездных путей и автодорог.

Пробы атмосферных аэрозолей отбираются круглосуточно в радиусе до 10 — 12 км с помощью воздухофильтрующих стационарных установок типа «Тайфун-4» в 5 — 10 пунктах вокруг АЭС путем фильтрации через два последовательно расположенных фильтра, аэрозольный и йодный. Продолжительность экспозиции — 1 неделя. Пункты отбора проб размещаются на промплощадке, в жилом поселке АЭС, в ближайших населенных пунктах.

Пробы радиоактивных атмосферных выпадений отбираются в радиусе до 10 — 12 км от АЭС в 15 — 20 пунктах с помощью сборников выпадений, описанных в главе 4. Продолжительность экспозиции — 1 неделя. В тех стационарных пунктах контроля, в которых нет воздухофильтрующих установок, устанавливаются марлевые конусы, в которых после просмотра на йод-131 измеряется только содержание суммарной бета-активности с привязкой к данным измерений проб аэрозолей, отобранных воздухофильтрующей установкой, расположенной в том же направлении от АЭС.

Стационарные пункты контроля выбираются преимущественно в населенных пунктах и местах, доступных для подъезда автомашин и обслуживания в течение круглого года. Располагаются пункты контроля примерно равномерно по всем направлениям от АЭС в пределах указанных выше расстояний от атомной станции. Один пункт контроля располагается на территории промплощадки и один «фоновый» пункт — на расстоянии 30 — 35 км от АЭС с наветренной стороны в районе, в котором отсутствуют источники локального загрязнения окружающей среды.

Пробы снега отбираются только в районах с устойчивым снежным покровом один раз в год перед началом весеннего снеготаяния на расстояниях до 5 — 10 км от АЭС на всю глубину снежного покрова по кольцевому маршруту вокруг промплощадки. Отбор проб производится как на стационарных пунктах контроля, так и в промежутках между ними с таким расчетом, чтобы дополнить общую картину распределения радиоактивных выпадений от АЭС за зиму.

Летом пробы почвы отбираются один раз в пять лет на участках, где за последние пять лет верхний слой почвы не нарушался. Отбирается верхний слой почвы 0 — 5 см в 60 точках, расположенных равномерно вдоль кольцевого маршрута вокруг АЭС на расстоянии примерно 3 км от промплощадки. Одновременно в этих же местах отбираются пробы травы.

Ежегодно по этому же маршруту отбираются пробы травы или однотипной растительности, которые анализируются на содержание в них цезия-37 и стронция-90. В течение всего периода свободного выпаса скота на выгонах и пастбищах в радиусе до 10 — 12 км от АЭС каждую неделю отбираются пробы травы, которые без обработки просматриваются на гамма-спектрометре для контроля за появлением йода-131 (при обнаружении йода его содержание выражается в Ки/кг сырой массы травы).

Пробы воды еженедельно отбираются из постоянно действующих накопителей каждого канала, по которому жидкие сбросы поступают во внешнюю водную систему. Измеряется суммарная активность воды на бета-детекторе с развитой поверхностью без предварительного концентрирования. При введении на атомной станции АСКРО контроль за радиоактивностью жидких стоков в каждом сбросном канале осуществляется непрерывно. Изотопный анализ проб производится при изменении технологического режима, а при отсутствии этих изменений — один раз в квартал.

Пробы воды из водоема, в который поступают сбросы АЭС, отбираются ежемесячно из поверхностного горизонта. Пункты отбора проб выбираются с учетом условий водопользования. Если водоем не зарегулирован, то пробы отбираются выше АЭС, у заборного канала, в месте сброса и у первого пункта водопользования ниже сброса. Если водоем зарегулирован, то пробы отбираются из реки выше пруда, на реке ниже пруда, из самого пруда (озера, залива) в месте сброса, в заборном канале и в ближайших местах водопользования.

Донные отложения водоемов и водная растительность отбираются один раз в год, в конце лета, в тех же местах, где отбираются пробы воды. Пробы гидробионтов (рыбы) отбираются один раз в это же время года с учетом местных условий и в тех случаях, когда существует возможность попадания радиоизотопов в водные организмы.

Проникновение радиоактивных отходов в грунтовые воды контролируется путем отбора проб воды один раз в квартал из скважин у каждого могильника и из 5 — 10 скважин в санитарно-защитной зоне. Пробы объемом 20 л анализируются на содержание стронция-90. Измерения суммарной бета-активности и гамма-спектрометрия проб проводятся только в случае появления стронция-90 в грунтовых водах.

Пробы молока и нескольких основных видов местной сельхозпродукции отбираются только в том случае, если в радиусе 10 — 12 км от АЭС имеются сельскохозяйственные угодья. Отбирается одна усредненная проба один раз в год в период сбора урожая. Проба молока объемом 1 л для гамма-спектрометрического контроля за появлением йода-131 отбирается ежемесячно.

Приведенная в табл. 7.1 примерная программа радиометрического контроля относится к случаю нормальной эксплуатации АЭС. При появлении повышенного содержания радиоактивных продуктов в объектах контроля за пределами промплощадки в соответствии с критериями, приведенными в главе 5, лаборатория внешней дозиметрии должна немедленно принять меры по оперативному выявлению масштабов и уровней радиоактивного загрязнения, если оно имело место. В случае возникновения аварийной ситуации экстренное дозиметрическое обследование внешней среды выполняется по аварийному плану, который составляется на каждой АЭС.

Данные о радиационной обстановке, независимо от регистрируемых уровней, передаются из АЭС в вышестоящую организацию периодически, в согласованные с ней сроки. Данные о случаях превышения допустимых выбросов (ДВ) и сбросов или контрольных уровней и превышения допустимых концентраций ДКБ за пределами промплощадки направляются администрацией АЭС в вышестоящую организацию, местные органы Госкомгидромета СССР и санитарной службы в тот же день, когда эти превышения обнаружены, а при авариях — в течение 1 ч с момента ее обнаружения. В течение суток оперативная информация направляется также в местные органы Госкомгидромета СССР и санитарной службы в случае превышения уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды за пределами промплощадки в 10 раз и более по сравнению с фоновыми, а мощности дозы гамма-излучения на местности — на 10 мкР/ч выше гамма-фона.

Минимальная информация, необходимая для быстрой предварительной оценки радиационной обстановки при радиационной аварии:

общая активность радионуклидов, выброшенных в атмосферу,

географические координаты источника и время выброса, высота, на которую поступил выброс,

направление и скорость ветра в момент выброса.

Программа работы УГМ. В табл. 7.2 приводится примерная типовая программа работ местного управления по гидрометеорологии (УГМ) по контролю за радиоактивным загрязнением природной среды в районах расположения АЭС.

Таблица 7.2

Типовая программа работ УГМ по радиометрическому контролю АЭС

Часть 1. Наблюдения на метеостанциях и постах

Часть 2. Работа оперативной группы контроля АЭС

Примечание. До переиздания действующих норм радиационной безопасности результаты измерений дублируются в системе единиц СИ и в старой системе единиц.

При контроле за радиоактивными выбросами в атмосферу, жидкими радиоактивными сбросами и другими видами радиоактивного загрязнения природной среды в окрестностях АЭС предусматривается два вида наблюдений за радиационной обстановкой: непрерывные и периодические.

Непрерывные наблюдения осуществляются на ближайших метеостанциях и постах. К ним относятся измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения поверхности Земли, а также отбор проб радиоактивных выпадений и аэрозолей с последующим измерением их суммарной бета-активности в лабораториях УГМ по территориальной принадлежности вне зависимости от того, на территории какого УГМ расположена АЭС.

Периодические наблюдения осуществляются группой оперативного контроля АЭС того УГМ, на территории которого расположено предприятие. Если АЭС расположена вблизи границ территорий других УГМ, то группа оперативного контроля проводит наблюдения как на своей территории, так и на территории соседних УГМ. Контроль осуществляется путем наземной гамма-съемки местности и отбора проб почвы, воды, донных отложений, травы летом и снега зимой с последующим измерением их бета-активности в радиометрической лаборатории своего УГМ.

Группа оперативного контроля АЭС входит в состав радиометрической лаборатории УГМ. При небольшом объеме работ функции группы оперативного контроля АЭС возлагаются на существующую радиометрическую лабораторию (группу) УГМ.

Вопрос о периодичности маршрутных гамма-съемок местности и отбора проб объектов природной среды, которые проводит группа оперативного контроля АЭС, решается с учетом местных условий и потенциальной опасности объекта контроля на основе предложений УГМ и согласовывается с НПО «Тайфун».

При осуществлении программы работ радиоизотопный анализ проб проводится в региональной радиометрической лаборатории по территориальной принадлежности, куда направляются только пробы повышенной активности. Результаты изотопного анализа из региональной лаборатории направляются в оперативную группу контроля АЭС.

При обнаружении повышенных уровней радиоактивного загрязнения природной среды информация об этом немедленно направляется в УНЗ Госкомгидромета СССР и в НПО «Тайфун». В соседние УГМ информация направляется только в том случае, если границы их территорий расположены в радиусе до 100 км от АЭС или есть основания предполагать возможность распространения области радиоактивного загрязнения на территорию этих УГМ.

Наблюдения на метеостанциях и постах (см. табл. 7.2). Измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения производятся на всех гидрометстанциях и постах, расположенных в радиусе до 100 км от АЭС и вдоль государственной границы СССР. Эти расстояния могут быть откорректированы с учетом местных географических условий, например горных хребтов, ограничивающих распространение воздушных потоков, проходящих через зону контроля.

Измерения мощности дозы проводятся ежедневно в каждый срок, когда производятся другие виды метеорологических наблюдений на метеоплощадке.

Данные измерений передаются в УГМ одновременно с передачей других видов метеоинформации независимо от наблюдаемых уровней гамма-радиации.

Отбор проб радиоактивных выпадений производится ежедневно с помощью планшетов. Работа производится в соответствии с действующим «Наставлением» [9].

В радиусе до 100 км от АЭС планшеты должны быть установлены на всех имеющихся в наличии гидрометстанциях, с которыми имеется регулярная связь, позволяющая доставлять пробы на измерения в УГМ. Если этого недостаточно для эффективного контроля за радиоактивными выпадениями от АЭС, в отдельных случаях измерения могут быть организованы на метеостанции.

Отбор проб радиоактивных аэрозолей производится ежедневно с помощью фильтрующих воздух установок на метеостанциях в соответствии с «Наставлением» [9]. Половину неозоленного фильтра ежедневно посылают в региональную лабораторию для просмотра на гамма-спектрометре с целью обнаружения йода-131. Просмотр производится без переупаковки пробы, непосредственно в почтовом конверте, в котором проба была прислана. При обнаружении йода-131 полный изотопный анализ делается обычным порядком. В отдельных случаях анализ проб на содержание йода-131 может быть организован на метеостанции.

Работа оперативной группы контроля АЭС (см. табл. 7.2). Ежемесячно оперативная группа контроля АЭС проводит маршрутную радиометрическую съемку местности вдоль дорог или водных путей в окрестностях АЭС в радиусе до 20 км от нее. Маршрут разрабатывается с учетом местных условий с таким расчетом, чтобы осветить радиационную обстановку между стационарными пунктами контроля.

Измерения производятся радиометром ДРГ-01Т или его модификациями в отдельных пунктах через каждые 1 — 2 км маршрута на расстоянии не менее 5 км от дороги. Зимой или в распутицу допускаются измерения на обочине дороги.

Результаты измерений наносятся на карту. В связи с местными особенностями периодичность съемки может быть изменена по согласованию с НПО «Тайфун». Отбор проб снега и растительности производится одновременно с маршрутной гамма-съемкой в 10 — 15 пунктах, расположенных, по возможности, равномерно по всем направлениям от АЭС на расстоянии до 10 км от нее.

Пробы снега отбираются в ведро или полиэтиленовый мешок на всю глубину снежного покрова с известной (измеренной) площади. Масса пробы должна быть не менее 1 кг. В помещении снег растапливается, суммарная бета-активность талой воды измеряется детектором с развитой поверхностью на установке РУБ-01П.

Пробы растительности массой не менее 1 кг отбираются с известной (измеренной) площади в бумажный пакет, вложенный в матерчатый мешок. В помещении проба высушивается, озоляется и измеряется ее суммарная бета-активность.

При использовании установки РУБ-01П пробы растительности измеряются без озоления с помощью детектора с развитой поверхностью. Для этого растительность предварительно измельчается.

Для сравнения отбираются две пробы снега (или растительности) в «фоновой» точке на максимальном удалении от АЭС, например в окрестностях места расположения радиометрической лаборатории УГМ. Результаты измерений проб, отобранных в окрестностях АЭС, сравниваются с данными измерений в «фоновой» точке.

Пробы повышенной активности направляются на изотопный анализ в региональную лабораторию.

Отбор проб воды производится одновременно с маршрутной гамма-съемкой и только вокруг тех объектов, вокруг которых возможны жидкие радиоактивные сбросы в окружающую среду. Например, в районе АЭС отбор проб воды производится в следующих точках:

• у места сброса термальных вод АЭС;
• в местах сброса сточных вод промливневой, хозфекальной и спецканализации;
• у водозабора АЭС;
• «фоновая» проба, например, выше по течению реки от АЭС на расстоянии 3 — 5 км, или из изолированного водоема, расположенного на расстоянии более 15 км от АЭС.

Места отбора проб выбираются с учетом местных условий.

В теплое время года дополнительно отбираются пробы воды в местах, в которых возможно распространение радиоактивности по окрестностям АЭС водными путями.

Отбор проб воды ведется у берега, со стороны которого поступают сбросные воды, с глубины 0,1 — 0,5 м с помощью ведра. Проба наливается в бутылки или канистры объемом 2 л.

Суммарная бета-активность проб измеряется на установке РУБ-01П. Результаты измерений проб, отобранных в окрестностях АЭС, сравниваются с «фоновой» пробой.

При обнаружении проб повышенной активности они направляются на изотопный анализ в региональную радиометрическую лабораторию.

Пробы почвы и донных отложений водоемов при нормальной работе АЭС отбираются раз в 5 — 10 лет по отдельной программе совместно с вертолетной экспедицией НПО «Тайфун».

При обнаружении мест, где мощность экспозиционной дозы гамма-излучения почвы больше или равна (фон + 5\sigma ), пробы почвы отбираются стальным кольцом диаметром 140 мм и высотой 50 мм и направляются на изотопный анализ в региональную радиометрическую лабораторию. При этом производится более детальная гамма-съемка местности для оценки масштабов радиоактивного загрязнения.

Если концентрация суммарной бета-активности в воде в пять раз и более превысила фоновый уровень, проверяется мощность экспозиционной дозы гамма-излучения донных отложений. Измерения производятся детектором радиометра СРП-68-02, который опускается на дно водоема вставленным в полиэтиленовый мешок так, чтобы вода не намочила детектор. При превышении уровня (фон + 5\sigma ) отбирается проба донных отложений, высушивается и направляется на изотопный анализ в региональную радиометрическую лабораторию. Проба отбирается совком с поверхности дна в ведро или полиэтиленовый мешок. Объем пробы — 1 - 2 л. Зимой при замерзании водоемов пробы донных отложений не отбираются.

Сбор и представление информации. Данные наблюдений за мощностью дозы гамма-излучения, радиоактивными выпадениями и концентрацией радиоактивности в воздухе на станциях, расположенных в радиусе 100 км от АЭС, независимо от наблюдаемых значений направляются в оперативную группу контроля того УГМ, на территории которого расположена АЭС. Там информация критически анализируется и обобщается.

Ежедневные телеграммы о мощности дозы гамма-излучения с территории того УГМ, где расположена АЭС, направляются непосредственно в оперативную группу, а из соседних УГМ при уровнях радиации более (фон + 5\sigma ) ежедневно в оперативную группу направляется сводная телеграмма с информацией по станциям, расположенным в радиусе до 100 км от АЭС.

Сведения о ежесуточных радиоактивных выпадениях и о концентрации радиоактивности в воздухе с этих же территорий направляются в оперативную группу ежемесячно за истекший месяц. Исключение составляют случаи превышения критериев, указанных в табл. 7.2, когда информация передается в оперативную группу немедленно, а пробы направляются на изотопный анализ непосредственно в региональную радиометрическую лабораторию, минуя оперативную группу.

Оперативная группа контроля АЭС ежегодно к 15 января направляет в НПО «Тайфун» краткий отчет о результатах контроля за радиоактивным загрязнением природной среды от АЭС за истекший год. В отчете должны быть отражены следующие вопросы:

• число пунктов контроля по видам наблюдений с картой их расположения, изменения по сравнению с предыдущим годом;
• регулярность работы пунктов контроля;
• качество получаемой информации;
• результаты контроля (по видам наблюдений).

Если радиоактивное загрязнение от АЭС не зарегистрировано, в отчете приводятся усредненные по месяцам данные наблюдений в среднем по всему району контроля. Исходные данные, по которым проводилось усреднение, не приводятся. Случаи повышенных радиоактивных выпадений и концентраций анализируются с привлечением данных о направлении ветра.

Информация об обнаружении радиоактивного загрязнения от АЭС немедленно по получении направляется в УНЗ Госкомгидромета, в НПО «Тайфун» и в соседние УГМ, участвующие в контроле АЭС, а также местным санитарным органам и администрации АЭС отдельно устанавливаемым порядком.

Пробы повышенной активности, направляемые на изотопный анализ в региональную радиометрическую лабораторию, упаковываются и оформляются в соответствии с указаниями в [5, 9]. Пробы высокой активности, представляющие опасность для людей, сопровождающих груз (более 100 мкР/ч), направляются специально выделенным транспортом с соблюдением необходимых мер радиационной защиты.

Результаты изотопных анализов проб, независимо от полученных уровней, из региональной лаборатории направляются в соответствующую оперативную группу контроля АЭС. При обнаружении в результате изотопного анализа высоких уровней загрязнения, близких или превышающих допустимые санитарными нормами, информация в срочном порядке из региональной лаборатории одновременно направляется в УНЗ Госкомгидромета, в НПО «Тайфун», в оперативную группу контроля АЭС, в те УГМ, которые участвуют в контроле данной АЭС, а также местным санитарным органам и администрации АЭС в установленном порядке.

7.2. ПРИНЦИПЫ СОСТАВЛЕНИЯ ЧАСТНЫХ ПРОГРАММ КОНТРОЛЯ НА ПЕРИОД ЛИКВИДАЦИИ ПОСЛЕДСТВИЙ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ

При радиационной аварии первоочередной задачей является выяснение ее последствий, в том числе уровней и масштабов радиоактивного загрязнения местности. Эти оценки делаются по данным о параметрах аварии расчетным путем и по данным АСКРО или сети стационарных пунктов контроля в окрестностях АЭС.

В послеаварийный период, когда разворачиваются работы по ликвидации последствий аварии, организуется уточнение радиационной обстановки на местности, при необходимости вводится дозиметрический контроль на дорогах, ведущих в загрязненную зону.

В зависимости от масштабов аварии может возникнуть необходимость в привлечении дополнительных сил и средств радиационного контроля, действующих по специальной расширенной программе, для подробного освещения радиационной обстановки на местности и составления прогноза изменения этой обстановки со временем. Такая программа должна быть комплексной и включать виды работ, направленных на уточнение содержания радиоактивных продуктов аварии в почве, воде, воздухе, атмосферных выпадениях, сельхозпродукции и кормах, пищевых продуктах; уточнение доз внешнего и внутреннего облучения населения. Кроме того, с целью обеспечения прогностических расчетов на дальнейшую перспективу в программе должны быть предусмотрены исследования по уточнению параметров миграции отдельных изотопов в объектах природной среды и по пищевым цепочкам в конкретных условиях рассматриваемой местности и рациона местного населения.

Особое место в программе занимает обследование населенных пунктов, попавших в зону радиоактивного загрязнения. Такое обследование выполняется в первую очередь, поскольку на его основе принимается решение о необходимости эвакуации населения или принятия специальных защитных мер и введения постоянного жесткого радиологического контроля.

Результаты контроля используются при составлении программы работ по ликвидации последствий радиационной аварии.

Ниже приводятся основные принципы составления частных программ контроля радиоактивного загрязнения отдельных объектов природной среды в послеаварийный период. При этом необходимо постоянно иметь в виду комплексный характер выполнения всей совокупности отдельных частных программ.

Гамма-излучение местности. Первоначальная оценка степени радиоактивного загрязнения местности делается по мощности экспозиционной дозы гамма-излучения с поверхности Земли. При небольших масштабах зоны радиоактивного загрязнения, до нескольких километров, гамма-съемка производится с использованием наземных транспортных средств и пешеходных маршрутов. При больших масштабах зоны загрязнения для повышения оперативности привлекаются авиационные средства, причем на расстояниях свыше нескольких сотен километров первоначальная оценка границ зоны загрязнения производится с самолета, а более детальная гамма-съемка местности производится с вертолета. Выявленные при вертолетной съемке отдельные «горячие» пятна размерами порядка десятков метров подробно исследуются и оконтуриваются по результатам наземной гамма-съемки, если уровни излучения представляют радиационную опасность для населения.

Поскольку в первые дни после радиационной аварии в радиоактивных продуктах возможно присутствие большого количества короткоживущих изотопов, карты с изолиниями мощности дозы гамма-излучения строятся на фиксированные даты.

Если при аварии была возможность попадания радиоактивных продуктов в водные системы, делается вертолетная съемка береговой линии, зон затопления и акватории водоемов вниз по течению от загрязненной зоны. При этом следует учитывать, что по мере оседания взвесей гамма-излучающие изотопы будут переходить из воды в донные отложения водоемов, что приведет к уменьшению гамма-излучения, регистрируемого в воздухе над водоемами.

Радиоактивное загрязнение почвы. Параллельно с гамма-съемкой местности после аварии производится отбор проб почвы для полного изотопного анализа в лаборатории. Отбор проб производится на разных расстояниях и в разных направлениях от места аварии с таким расчетом, чтобы данные гамма-съемки можно было привязать к результатам изотопного анализа для интерполяционного восстановления подробной картины распределения плотности изотопного загрязнения местности.

При больших размерах зоны радиоактивного загрязнения используется вертолетная гамма-спектрометрическая съемка, которая проводится по методике, изложенной в главе 4, с привязкой к результатам анализов отобранных на местности проб почвы.

Данные изотопных анализов используются для построения карт с изолиниями плотности загрязнения местности отдельными изотопами. Эти данные являются отправными при решении вопросов о дозовых нагрузках на население, о ветровом выносе радиоактивных продуктов из загрязненной зоны, о смыве радиоактивности дождевыми и талыми водами, о поступлении изотопов в сельхозпродукцию и по пищевым цепочкам к человеку.

С течением времени радиоактивные изотопы мигрируют по вертикальному профилю почвы, вступают в химические соединения с почвенными минералами и органическим веществом почвы, что изменяет их биологическую доступность, т.е. степень перехода в растительные сообщества, в продукты растениеводства и степень усвоения животными организмами. Поэтому программа должна предусматривать многолетние исследования миграционных способностей изотопов в почве и определение форм физико-химического состояния этих изотопов: содержания в почве водорастворимой, коллоидной, обменной, кислоторастворимой и фиксированной фракций.

Радиоактивное загрязнение воздуха и атмосферных выпадений. При аварии производится срочная внеочередная замена фильтров и марли на пробоотборных устройствах для улавливания атмосферных аэрозолей и радиоактивных выпадений. Пробы подвергаются изотопному анализу, что позволяет сразу же построить в первом приближении карту плотности загрязнения местности отдельными изотопами, если радиоактивное загрязнение произошло воздушным путем. В последующие дни эта карта должна быть уточнена по результатам измерений гамма-поля местности и содержания изотопов в пробах почвы.

Данные о распределении поля радиоактивных выпадений и концентраций продуктов аварии на местности используются для быстрой оценки аэрального загрязнения растительной продукции, пастбищ и сенокосных угодий, а также ожидаемых уровней содержания йода-131 в молоке.

В зависимости от характера аварии поступление радиоактивных продуктов в атмосферу может происходить либо в виде разового выброса, либо в виде выброса, сопровождающегося последующим нестационарным истечением радиоактивности. Чтобы проследить за динамикой действия аварийного источника радионуклидов, частота замены ближайших к месту аварии фильтров и сборников выпадений увеличивается, насколько возможно, но не реже одного раза в сутки.

При постепенном формировании зоны радиоактивного загрязнения ежедневный отбор проб атмосферных выпадений позволяет проследить за динамикой этого процесса.

После окончания формирования радиоактивной зоны по данным ежедневных измерений концентрации радиоактивных продуктов в воздухе и их выпадений из атмосферы проводится контроль за ветровым выносом радиоактивного загрязнения в окрестные незагрязненные районы.

Суммирование результатов измерений радиоактивных выпадений из атмосферы далеко за пределами загрязненной зоны позволяет оперативно построить карту загрязнения рассматриваемой территории отдельными изотопами и проследить за динамикой этого загрязнения. Для уменьшения объема работ по проведению изотопных анализов проб выпадений полезно воспользоваться соотношением между суммарной бета-активностью проб и содержанием в них отдельных изотопов, которое устанавливается экспериментально путем параллельных измерений проб данного возраста.

Программа должна включать список пунктов контроля с указанием периодичности отбора проб, измерения их суммарной бета-активности и порядка проведения изотопных анализов.

Радиоактивное загрязнение поверхностных вод. При радиационной аварии загрязнение рек и водоемов возможно как при сбросе жидких радиоактивных продуктов непосредственно в водоем или реку, так и при радиоактивных выпадениях на подстилающую поверхность продуктов аварии, выброшенных в атмосферу.

Если поступление продуктов аварии в речную систему было кратковременным, в воде образуется пик концентрации, который перемещается вниз по течению. В ходе этого процесса радионуклиды частично переходят в донные отложения, особенно в зонах застоя, загрязняют береговую линию, а в период паводка — пойменные участки речной террасы.

Поэтому в послеаварийный период в первое время пробы воды из рек в пунктах, расположенных вниз по течению от загрязненной зоны или от точки разового сброса, должны отбираться на анализ как можно чаще, не реже одного раза в сутки, с таким расчетом, чтобы зарегистрировать прохождение пика концентрации через пункт контроля. Продолжительность такого режима отбора проб рассчитывается по скорости течения и определяется временем добегания «волны радиоактивности» до пункта контроля. После спада уровня радиоактивности в воде отбор проб может производиться реже: один раз в неделю, а затем один раз в месяц, в отдаленных пунктах — один раз в квартал.

В период дождевых паводков и весной при сходе талых вод отбор проб снова производится чаще, в зависимости от местных условий.

Точки контроля располагаются в первую очередь в местах водопользования у населенных пунктов и у пунктов водозабора, а также вдоль возможных путей водной миграции продуктов аварии. Их число зависит от конкретной радиационной обстановки и местных особенностей гидрологической системы.

Программа контроля за состоянием радиоактивного загрязнения рек и водоемов должна включать в себя регулярные наблюдения за содержанием продуктов аварии в воде в растворимой, коллоидной и фиксированной на взвесях форме, в донных отложениях, в ливневых стоках и талых водах, в гидробионтах, а также в почвах береговой линии и пойменных участков. При возможности поступления продуктов аварии в море контроль распространяется в первую очередь на его ближайшие участки, а при необходимости и на всю акваторию.

Объем контроля определяется местными конкретными условиями с тем, чтобы можно было оценить количество отдельных изотопов, которые могут в конечном итоге принести прямой или опосредованный вред здоровью населения.

При высоких уровнях радиоактивного загрязнения первоначальная грубая оценка масштабов явления осуществляется с плавсредств или с берега погружаемыми радиометрами, а также массовым измерением суммарной бета-активности проб объемом 1 л без их предварительной обработки с привязкой к результатам изотопного анализа ограниченного числа параллельных проб. После падения концентраций радиоактивных продуктов измеряется только их изотопный состав. В обязательном порядке контролируются реки, проходящие через загрязненную зону. Долговременное загрязнение природных вод следует ожидать в результате поверхностного смыва с почвы и десорбции из загрязненных донных отложений долгоживущих стронция-90 и цезия-137. Контроль за поведением этих изотопов должен быть предусмотрен в программе наблюдений в последующие после аварии годы.

Радиоактивное загрязнение грунтовых вод. Грунтовые воды в районе расположения АЭС могут быть гидравлически связаны с первым от поверхности водоносным горизонтом, который обычно является эксплуатационным и используется в системе местного водопользования. Поэтому в послеаварийный период необходима организация проведения работ по программе контроля радиоактивного загрязнения грунтовых вод.

Программа должна предусматривать регулярный контроль за уровнями и изотопным составом радиоактивного загрязнения почв, поверхностных вод, грунтовых вод, режима и характера миграции и перераспределения изотопов в горизонтальном направлении по рельефу и в вертикальном направлении в почвогрунтах.

При радиоактивном загрязнении местности в результате поступления радиоактивных продуктов из атмосферы основным путем возможного проникновения отдельных изотопов в грунтовые воды является их выщелачивание из поверхностного почвенного горизонта, особенно весной в период стока талых вод. Поэтому в программе должно предусматриваться определение формы физико-химического состояния основных изотопов, формирующих загрязнение почвы и воды, например выделение водорастворимой, коллоидной и фиксированной на взвесях фракций.

В процессе миграции изотопов в почвенном слое важную роль играет биологический фактор и особенности растительного покрова, поэтому необходимо учитывать биологическую доступность отдельных изотопов и их способность изменять свою подвижность под влиянием органического комплекса почвы. Поэтому число определяемых форм состояния основных изотопов необходимо дополнить обменной и кислоторастворимой фракциями.

Определяются также свойства почв и грунтов, оказывающие влияние на процессы сорбции и десорбции изотопов, мигрирующих с просачивающимися водами.

Влияет на миграционную способность изотопов и химический состав грунтовых вод, который должен определяться.

Таким образом, программа контроля радиоактивного загрязнения грунтовых вод должна состоять из основной части — контроля за уровнями и пространственными масштабами содержания отдельных изотопов в грунтовых водах — и из вспомогательной части — контроля за миграцией изотопов по вертикальному почвенному профилю и с поверхностными водами по рельефу местности.

Отбор проб грунтовых вод объемом не менее 20 л производится из скважин, пробуренных с учетом гидрогеологических изысканий, отраженных в проектной документации АЭС, с последующими уточнениями. Число и глубина скважин определяются масштабами аварии и местными особенностями гидрогеологических структур с учетом возможных путей и направлений выноса радиоактивных продуктов из зоны загрязнения. Контролируются также все места выхода подземных и грунтовых вод на поверхность. Определяется содержание в пробах стронция-90 и рутения-106, а также при необходимости цезия-137 и других изотопов.

Поскольку миграция изотопов в почвогрунтах и их проникновение в грунтовые и подземные воды — процесс очень медленный, программа составляется в расчете на многолетний контроль.

Радиоактивное загрязнение биоты. Содержание радиоактивных продуктов в биологических объектах определяется в первую очередь с целью предотвращения возможного поступления их по пищевым цепочкам к человеку в опасном для здоровья количестве. Кроме того, контролируется возможность распространения вторичного загрязнения с продукцией и отходами лесного хозяйства, полеводства и животноводства за пределы загрязненной зоны.

Здесь этот вопрос подробно не рассматривается.

Расчет индивидуальных и коллективных доз облучения производится на основании результатов измерений содержания отдельных радионуклидов в объектах окружающей среды, в пищевых продуктах и питьевой воде в соответствии с методикой, изложенной в [2]. Доза внешнего гамма-облучения определяется по показаниям интегрирующих дозиметров или путем суммирования результатов систематических измерений мощности дозы в населенных пунктах. Программа контроля составляется в расчете на многолетние наблюдения.

Все упомянутые выше программы выполняются силами АЭС с привлечением ведомств, участвующих в радиационном контроле. В зависимости от масштабов аварии при большом объеме работ могут быть созданы специальные подразделения для их выполнения.

Результаты контроля объединяются в банке данных ЭВМ.

8. ОРГАНИЗАЦИЯ КОНТРОЛЯ ЗА СОСТОЯНИЕМ СЕЛЬСКОХОЗЯЙСТВЕННОЙ ПРОДУКЦИИ В РАЙОНЕ РАЗМЕЩЕНИЯ АЭС

На стадии проектирования АЭС контроль за состоянием сельскохозяйственных угодий и продукции осуществляется со следующей целью:

• дать информацию для технико-экономического обоснования проекта АЭС по разделу эколого-сельскохозяйственного обоснования выбора площадки;
• разработать прогноз радиоактивного загрязнения сельскохозяйственных территорий в условиях нормальной эксплуатации АЭС, залповых выбросов и максимальных проектных аварий и представить карты вероятного радиоактивного загрязнения территории;
• осуществить почвенное картирование территории вероятного радиоактивного загрязнения;
• провести анализ и составить сводные материалы по характеристике пахотных и целинных земель, их хозяйственному использованию, продуктивности, размещению отраслей животноводства и растениеводства;
• на стадии проектирования провести обследование содержания искусственных и естественных радиоактивных продуктов и их изотопного состава в почве, растительности, молоке и мясе сельскохозяйственных животных в районах вероятного радиоактивного загрязнения и картирование территории по содержанию радиоактивных веществ в исследуемых объектах;
• разработать прогноз вероятного радиоактивного загрязнения сельскохозяйственной продукции и вероятных биологических последствий для сельскохозяйственного производства при нормальной эксплуатации АЭС и в случае аварии.

При этом Комиссия по качеству и заготовкам сельхозпродукции при Совете Министров СССР организует проведение следующих видов работ в районе расположения будущей АЭС:

• картирование территории контролируемой и наблюдаемой зоны и зоны возможной аварии по уровню гамма-фона, содержанию радиоактивных веществ в почве, естественной растительности, наиболее распространенных сельскохозяйственных культурах, мясе и молоке сельскохозяйственных животных. Выявление районов естественных и искусственных аномалий в радиоактивном загрязнении территории;
• проведение исследований по миграции радионуклидов в почве, по биологическим цепям для наиболее представительных и наихудших агроклиматических условий района размещения АЭС;
• анализ агропромышленного производства, земельного фонда, агрохимических характеристик и продуктивности земель, структуры сельскохозяйственного производства;
• разработка предложений и рекомендаций по использованию сельскохозяйственных угодий, размещению и профилированию сельскохозяйственного производства при нормальной и аварийной эксплуатации АЭС;
• анализ вероятных последствий для агропромышленного производства аварийных радиоактивных выбросов и максимальной проектной аварии.

8.1. ОЦЕНКА СОСТОЯНИЯ ОБЪЕКТОВ АГРОПРОМЫШЛЕННОГО ПРОИЗВОДСТВА ПРИ ВЫБОРЕ ПЛОЩАДКИ И ПРОЕКТИРОВАНИИ АЭС

Основными задачами исследований по оценке состояния объектов агропромышленного производства на этом этапе являются:

• получение исходной информации по состоянию агропромышленного производства;
• прогноз возможных изменений в агропромышленном производстве в результате размещения АЭС;
• разработка рекомендаций по ведению агропромышленного производства в период строительства, эксплуатации, снятия с эксплуатации и возможной аварии АЭС.

До начала эксплуатации АЭС проводится исследование фоновой радиоактивности и интенсивности миграции радионуклидов в пределах зоны контроля (~50 км), которые включают в себя:

• определение мощности дозы гамма-излучения на сельскохозяйственных полях и угодьях;
• определение содержания радионуклидов глобального происхождения в основных видах почв;
• определение содержания естественных радионуклидов в основных видах почв;
• определение характера распределения радионуклидов в почвенном профиле пахотных и целинных угодий;
• выявление аномалий содержания естественных и искусственных радионуклидов на территории контролируемой зоны;
• определение параметров перехода радионуклидов из основных видов почв в сельскохозяйственные культуры, возделываемые на данной территории;
• определение содержания основных радионуклидов в сельскохозяйственной продукции;
• определение содержания радионуклидов в водоемах, используемых для нужд сельскохозяйственного производства.

8.2. КОНТРОЛЬ ЗА РАДИОАКТИВНЫМ ЗАГРЯЗНЕНИЕМ СЕЛЬСКОХОЗЯЙСТВЕННОЙ ПРОДУКЦИИ ПРИ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС

При нормальной эксплуатации АЭС путем воздушного загрязнения растительности в течение лета в пищевые сельскохозяйственные цепочки могут поступать все выброшенные в атмосферу радиоактивные вещества. Наиболее важными в этом случае являются изотопы йода, цезия и стронция.

В почве будут накапливаться долгоживущие изотопы цезия-137 и стронция-90.

В процессе воздушного загрязнения растительного покрова до 25% выпавших на почву радиоактивных веществ задерживается на растениях и поступает в пищевые цепочки человека. Этот путь поступления будет ведущим при нормальной эксплуатации АЭС.

Почвенное (корневое) поступление долгоживущих изотопов стронция-90 и цезия-137 при соблюдении нормативов по допустимым выбросам будет ничтожно мало. Загрязнение корневым путем продукции сельского хозяйства стронцием-90 и цезием-137 обусловлено глобальными выпадениями и продуктами аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г.

Основным источником поступления радиоактивных веществ в рацион человека является молоко, а в рацион сельскохозяйственных животных — естественные травы, сено и зеленая подкормка. Поэтому при нормальной работе АЭС основными объектами контроля должны быть молоко, сено, зеленые травы. Обнаружение повышенного содержания радиоактивных веществ в этих объектах является основанием для контроля остальных видов сельскохозяйственной продукции. Зимой хорошим индикатором радиоактивного загрязнения является хвоя деревьев и снег.

В пробах молока и зеленых трав осуществляется анализ на содержание йода-131, стронция-90 и цезия-137. Обнаружение йода-131 является основанием для расширения объектов контроля, а именно мяса, зерновых продуктов, картофеля, овощей.

Контроль за содержанием радиоактивных веществ в этих объектах производится во всех населенных пунктах санитарно-защитной и наблюдаемой зоны с месячной периодичностью.

В результате деятельности АЭС наблюдается постепенное увеличение содержания стронция-90 и цезия-137 в почве окружающей территории. Контроль за содержанием этих радионуклидов в почве производится путем исследования территории санитарно-защитной и наблюдаемой зоны один раз в пять лет. Для этих целей отбирается одна усредненная проба на 30 га пахотной или целинной почвы и осуществляется гамма-спектрометрический и радиохимический анализ на содержание стронция-90 и цезия-137. Одновременно производится измерение уровня гамма-излучения на местности на высоте 1 м в местах отбора проб.

В случае планового залпового выброса радиоактивных веществ в атмосферу администрация АЭС извещает областные радиологические службы Комиссии по качеству и заготовкам сельхозпродукции при СМ СССР о районе распространения выброса и ожидаемых уровнях загрязнения.

Ветеринарная и агрохимическая службы Комиссии по качеству и заготовкам сельхозпродукции при СМ СССР осуществляют экстренную проверку содержания йода-131 в молоке и зеленых кормах и разрабатывают предложения по использованию сельскохозяйственной продукции и расширению объема контроля в случае превышения нормативов. Проводится контроль проб на содержание стронция-90 и цезия-137.

При нормальной работе АЭС не требуется изменений в системах землепользования, переработки продукции и ее реализации.

8.3. КОНТРОЛЬ ЗА ХИМИЧЕСКИМ ЗАГРЯЗНЕНИЕМ В СФЕРЕ СЕЛЬСКОХОЗЯЙСТВЕННОГО ПРОИЗВОДСТВА

Контроль за загрязнением в сфере сельскохозяйственного производства осуществляется подразделениями радиологии и токсикологии Государственной агрохимической службы и сети ветеринарного контроля Комиссии по качеству и заготовкам сельхозпродукции при СМ СССР. В качестве объектов контроля рассматриваются почвы пахотных и кормовых угодий и сельскохозяйственная продукция, производимая на данной территории.

Контроль осуществляется путем отбора образцов почвы, сельскохозяйственных растений и продукции животноводства и последующего лабораторного анализа отобранных образцов.

Лабораторный анализ объектов контроля производится по разработанным для каждой службы методикам. Результаты измерения содержания химических примесей в объектах контроля сравниваются с ПДК химических веществ для данного объекта контроля.

Выбор объектов контроля осуществляется с учетом типа ведения сельскохозяйственного производства на данной территории, номенклатуры производимой сельскохозяйственной продукции и пищевых привычек населения.

Вид лабораторного анализа и перечень химических веществ, содержание которых необходимо контролировать, определяются источниками химического загрязнения, характерными для данного региона.

К приоритетным загрязняющим веществам, концентрации которых необходимо контролировать в почве сельскохозяйственных угодий и сельскохозяйственной продукции, относятся:

• химические вещества, используемые в сельском хозяйстве, и продукты их метаболизма (пестициды, нитраты, нитриты);
• тяжелые металлы.

8.4. КОНТРОЛЬ ЗА РАДИОАКТИВНЫМ ЗАГРЯЗНЕНИЕМ СЕЛЬСКОХОЗЯЙСТВЕННОЙ ПРОДУКЦИИ ПРИ АВАРИЯХ НА АЭС

При аварии на АЭС радиоактивное загрязнение территории может быть сосредоточено в пределах зоны наблюдения или превысить ее территорию. Вероятен случай значительного превышения нормативов НРБ-76/87.

В условиях аварии и в послеаварийный период Комиссии по качеству и заготовкам сельхозпродукции при Совете Министров СССР необходимо обеспечить решение следующих задач:

• определить расположение и размеры территории радиоактивного загрязнения и ее градацию по уровню загрязнения с учетом экстренных и плановых мероприятий радиационной безопасности (эвакуация, система ограничений, контроль и т.д.);
• предотвратить радиационное поражение сельскохозяйственных животных;
• обеспечить минимальное загрязнение растениеводческой и животноводческой сельскохозяйственной продукции;
• разработать систему мероприятий, уменьшающих миграцию радиоактивных изотопов по пищевой цепи человека;
• оценить вероятные последствия для урожая сельскохозяйственных культур и уровни его радиоактивного загрязнения;
• осуществить мероприятия по эвакуации сельскохозяйственных животных, переработке сельскохозяйственной продукции и ее реализации;
• обеспечить бракераж сельскохозяйственной продукции в соответствии с аварийными нормативами;
• разработать систему мероприятий по ведению сельскохозяйственного производства в условиях радиоактивного загрязнения территории долгоживущими изотопами.

Основную опасность для сельскохозяйственных животных представляет комбинированное действие внешнего гамма-излучения и внутреннего облучения организма радиоактивными веществами, попадающими с кормом. Эти же факторы вызывают радиационное поражение растений.

Радиационная авария, произошедшая летом, обусловит аэрозольное поверхностное загрязнение всей продукции растениеводства. Зимой вероятно загрязнение запасов кормов, находящихся в стогах. Уровень загрязнения сельскохозяйственной продукции в течение вегетационного сезона до урожая нового года будет определяться первоначальным аэрозольным загрязнением.

Радиоактивное загрязнение продукции растениеводства будет обусловлено суммой радиоизотопов, выброшенных при аварии в атмосферу. Непосредственно в рацион человека эти радиоизотопы могут попадать с зелеными овощами (лук, салат), ягодами, грибами. Этим же путем сумма радиоизотопов попадает в организм сельскохозяйственных животных.

Из всей смеси продуктов деления в организм животных и человека могут поступить из желудочно-кишечного тракта (ЖКТ) изотопы йода, бария, стронция, цезия.

Основная масса продуктов деления практически не всасывается из ЖКТ и обусловливает облучение ЖКТ и организма в целом.

В первые 60 дней после аварии реактора основную опасность для внутреннего облучения животных и человека представляют изотопы йода, позднее — изотопы цезия и стронция. В случае аварии хранилищ отработанного топлива и радиоактивных отходов основную опасность внутреннего облучения представляют изотопы цезия-137 и стронция-90.

Уровни радиоактивного загрязнения территории и сельскохозяйственной продукции очень сильно зависят от метеоусловий, расстояния от источника выброса, времени, прошедшего после аварии, и от длительности и динамики радиоактивного выброса. Поэтому необходимо определение не только объектов контроля и контролируемых параметров, но и места его проведения и масштабов территории, на которой контроль необходим.

С учетом радиоактивного распада выброшенных в атмосферу радиоизотопов, их осаждения на кормовые и продовольственные культуры, вероятного изотопного состава можно выделить два периода радиационной ситуации.

1. Период аэрозольного поверхностного загрязнения продукции растениеводства в средней полосе продолжительностью около 90 дней — это вегетационный период, в течение которого основную опасность для внутреннего облучения представляют: изотопы йода-131, -132 (для щитовидной железы) и сумма продуктов деления (для ЖКТ и организма в целом).

2. Период корневого, почвенного поступления радиоактивных веществ в течение десятков лет во все продукты сельскохозяйственного производства, в основном долгоживущих изотопов стронция-90 и цезия-137.

В эти периоды одним из главных радиационных факторов будет внешнее гамма-облучение населения и сельскохозяйственных животных суммой продуктов деления, выпавших на почву.

Учитывая внезапный характер аварии, вероятное быстрое изменение во времени уровня радиации на местности и изотопного состава, целесообразно определять минимально необходимое число объектов наблюдения и контролируемых параметров в рассматриваемые периоды. К ним можно отнести следующие:

• для периода 1 — 4 сут после аварии — мощность дозы внешнего гамма-излучения, что позволяет оценить вероятные дозы облучения за 4, 30, 365 сут в предположении, что период полураспада составляет 8, 60 и 365 сут соответственно;
• уровни загрязнения по суммарной активности естественной травы или зеленой массы растений, что характеризует максимальный из всех возможных уровень загрязнения кормов и продовольственных культур;
• уровни загрязнения молока, что характеризует вероятные поступления радиоактивных продуктов в организм человека с продукцией животноводства;
• изотопный состав радиоактивного загрязнения в указанных объектах сельскохозяйственного производства.

Указанная информация достаточна для решения в первые 1 — 4 сут после аварии вопроса о введении мер радиационной защиты для населения и сельскохозяйственных животных (эвакуация, запрещение реализации сельскохозяйственной продукции и введение мер по ее переработке или утилизации).

Для проведения измерений мощности дозы гамма-излучения, суммарной активности объектов сельскохозяйственного производства, гамма-спектрометрического и радиохимического анализа этих объектов используются методики измерения, утвержденные Межведомственной методической комиссией, и стандартные изотопные источники «в толстом слое». Набор стандартов утверждается Госстандартом СССР и поставляется его метрологическими инстанциями и ВО «Изотоп».

Сведения о времени, месте аварии и вероятной территории, подвергшейся радиоактивному загрязнению, в течение 2 — 4 ч после получения информации передаются местными Управлениями по гидрометеорологии или Госкомгидрометом СССР председателю облисполкома для организации работ областных и районных служб радиационной безопасности.

Совместно со всеми привлекаемыми организациями, радиологические отделы агрохимической и ветеринарной службы проводят в течение ближайших 12 ч радиационную разведку по уровню гамма-излучения на территории области по всем населенным пунктам для первичной оценки вероятного района загрязнения.

Одновременно в населенных пунктах летом отбираются пробы травы, зеленой подкормки, молока, зимой — пробы сена, силоса и молока. Производится радиационный анализ на содержание суммы радиоактивных веществ в этих объектах.

Для оценки среднего уровня внешнего гамма-излучения по району, области проводятся измерения в 25 — 40 точках, равномерно размещенных по территории района, области. Эта информация позволяет сравнить фактические данные с аварийными нормативами и выявить хозяйства в районе и районы, где требуется детальная радиационная разведка территории.

В связи с радиоактивным распадом выпавших на территории продуктов деления и возможным длительным выбросом радиоактивных веществ из источника необходимо ежедневное измерение уровня гамма-излучения в населенных пунктах наблюдаемой 30-км зоны и прилегающих областях за весь период развития аварии.

На основании данных о мощности дозы внешнего гамма-излучения и содержании радиоактивных веществ в молоке и кормах сельскохозяйственных животных принимаются решения о применении защитных мер (эвакуация скота, перевод на стойловое содержание и запасы кормов, переработка сельскохозяйственной продукции и т.д.) на основе аварийных нормативов.

Реализация сельскохозяйственной продукции для продовольственных и кормовых целей определяется аварийными нормативами путем сравнения их с результатами радиометрических исследований поступающей продукции.

В ближайшие 1 — 4 сут после аварии на базе областных станций химизации сельского хозяйства, ветеринарных станций и привлеченных научных учреждений осуществляется изотопный анализ радиоактивного загрязнения в 25 — 40 точках области следующих объектов сельскохозяйственного производства:

1. травы (сена) летом (зимой);

2. зеленой биомассы посевов зерновых;

3. молока;

4. мяса.

На основании этих данных разрабатываются мероприятия по содержанию сельскохозяйственных животных, составу рационов, технологии переработки сельскохозяйственной продукции и ее реализации.

Для оценки возможных радиационных последствий для сельскохозяйственных животных в населенных пунктах, в которых мощность дозы гамма-излучения превышает 10 мР/ч, силами ветеринарной лаборатории проводятся измерения излучения щитовидной железы и тела сельскохозяйственных животных в соответствии с существующими методиками Ветеринарной службы СССР. По этим данным и данным о внешнем гамма-излучении определяются возможные радиационные поражения сельскохозяйственных животных, мероприятия по их предотвращению и реализация сельскохозяйственных животных для получения продукции животноводства.

После реализации экстренных мероприятий в первые 1 — 4 сут после аварии производится уточнение радиационной обстановки в масштабах области, района, хозяйства. В течение 1 — 12 мес после аварии на территориях, где радиационные параметры не превышают аварийных норм, под руководством агрохимслужбы производится картирование территории отдельных хозяйств по плотности загрязнения территории долгоживущими изотопами: цезием-137, стронцием-90.

Для обеспечения радиационной безопасности населения и поставок сельскохозяйственной продукции для пищевых и технических целей в первые дни после аварии развертывается массовый контроль сельскохозяйственной продукции с целью бракеража по установленным аварийным или временным допустимым нормам радиоактивного загрязнения. Сельскохозяйственная продукция с повышенным по сравнению с нормативами содержанием радиоактивных веществ бракуется и направляется на переработку или технические цели.

Осуществление сплошного радиационного контроля с целью бракеража сельскохозяйственной продукции требует привлечения больших сил, оснащения оборудованием и весьма большого объема работ. В то же время результаты этой работы сводятся к решению вопроса о пригодности произведенной продукции для использования в продовольственных или технических целях. Эти решения могут быть приняты не для отдельных видов сельскохозяйственной продукции, а для территории в целом.

В основу такого решения могут быть положены следующие соображения:

1. наиболее загрязненными во всех случаях являются луговые и полевые травы, которые в свою очередь являются основными источниками радиоактивных веществ в молоке;

2. не менее 50% радиоактивных веществ поступает в рацион человека с молоком.

Основой для принятия этого решения могут служить данные об уровне загрязнения естественных трав или зеленой биомассы растений и загрязнение молока. На территории, на которой уровень загрязнения этих объектов превышает норматив для зерновых культур или молока, вводится ограничение на реализацию продукции. Вопрос о реализации конкретного продукта решается после радиационного контроля. На территории, на которой уровни загрязнения трав и молока меньше соответствующих допустимых уровней, не проводится сплошной бракераж продукции и осуществляется выборочный контроль молока и сельскохозяйственной продукции в наиболее загрязненных населенных пунктах этой территории. Такая тактика контроля позволяет резко снизить затраты на его организацию, решать вопросы о реализации сельскохозяйственной продукции в территориальном масштабе. Безусловно в этом случае возможны потери пригодной для реализации продукции, однако они будут иметь место и при сплошном бракераже.

Организация бракеража сельскохозяйственной продукции возлагается на радиологические службы ветеринарных и агрохимических лабораторий и объектовые лаборатории и радиологические посты предприятий переработки сельскохозяйственной продукции и проводится при сдаче продукции в хозяйствах, элеваторах, молочных заводах и мясокомбинатах в течение одного года после аварии.

После радиоактивного распада йода-131 (ориентировочно 30 — 60 дней после аварии) основными опасными радиоизотопами для внутреннего облучения человека будут изотопы цезия и стронция. Эти же радиоактивные изотопы (главным образом стронций-90 и цезий-137) будут основными при почвенном поступлении в следующий вегетационный период и последующие десятки лет.

Для прогноза радиационной обстановки необходимо в первые 1 — 2 года после аварии осуществлять детальное картирование полей и лугов всех хозяйств по плотности загрязнения радиоизотопами. Этот вид обследования проводится на территориях с плотностью загрязнения по цезию-137 выше 5 Ки/км2 и по стронцию-90 выше 1 Ки/км2. На территории с указанной плотностью загрязнения определяются уровни загрязнения луговых и сеяных культур и молока, полученного при пастбищном и стойловом содержании.

Эти исследования проводятся в 25 — 40 точках области при одновременном отборе проб почвы, растений и молока. Агрохимические лаборатории и привлеченные сельскохозяйственные институты зимой и летом второго после аварии года проводят вегетационные и полевые опыты по определению коэффициентов поступления стронция-90 и цезия-137 в основные сельскохозяйственные культуры для типичных почв района.

На основании имеющихся в распоряжении агрохимслужбы и ветслужбы информации о плотности загрязнения территории, типах почв и коэффициентах перехода почва — растение, рацион — животные — молоко, мясо в течение первого года составляется прогноз возможного загрязнения сельскохозяйственной продукции по хозяйствам области.

На основании прогноза и фактических данных составляется карта хозяйств района по уровню загрязнения основных продовольственных сельскохозяйственных культур, молочной и мясной продукции.

Сравнение уровней загрязнения сельскохозяйственной продукции с временными аварийными нормативами на первый и второй после аварии годы позволяет выделить хозяйства и виды продукции, пригодные для продовольственных, технических и семенных целей и для технологической переработки.

На территориях, на которых уровни загрязнения молока при пастбищном содержании скота не превышают 1/2 от временных нормативов, разрешается производство любых видов сельскохозяйственной продукции и ее реализация без предварительного контроля (за исключением продукции, идущей на экспорт, которая контролируется в полном объеме). На территориях с плотностью загрязнения 5 — 15 Ки/км2 по цезию-137 и 1 — 3 Ки/км2 по стронцию-90 в течение второго вегетационного периода проводится контроль за уровнем загрязнения основных видов сельскохозяйственных культур этими изотопами на основных типах почв. Эта информация используется для решения следующих вопросов:

1. определение видов сельскохозяйственных культур, угодий и хозяйств, которые могут обеспечить производство сельскохозяйственной продукции на уровне нормативов;

2. определение необходимости проведения защитных агромелиоративных работ;

3. определение направления производства и переработки сельскохозяйственной продукции;

4. определение необходимости специализации или перепрофилирования сельскохозяйственного производства.

На этих территориях осуществляется ежегодный контроль за содержанием радиоизотопов стронция-90 и цезия-137 в сене, кормах молочного скота и зерновой продукции. Осуществляется ежемесячный выборочный контроль за содержанием радиоизотопов в молоке общественного и частного сектора для оперативной оценки причин, вызывающих повышенное их содержание.

На основании результатов контроля во второй вегетационный период осуществляется картирование территории по уровню загрязнения животноводческой продукции, кормов и основных видов продукции растениеводства и для каждого хозяйства составляется карта по производству конкретных видов сельскохозяйственной продукции, концентрация радиоактивных веществ в которых соответствует допускаемым нормам.

Для каждого хозяйства этой зоны ежегодно составляются планы размещения сельскохозяйственного производства под контролем радиологического отдела агрохимической и ветеринарной службы. Контроль за производством осуществляется этими же службами. Агрохимслужба и ветеринарная служба определяют перечень хозяйств и видов сельскохозяйственной продукции, получаемой с этой территории, не подлежащей предварительному контролю и бракеражу, и осуществляют юридическое оформление паспортов на поставляемую продукцию.

Упомянутое выше картирование загрязненной сельскохозяйственной территории в основном должно быть завершено в первые 1 — 2 года после аварии. В последующие годы производятся лишь работы по уточнению и детализации полученных карт и выборочному контролю, связанному с возможностью изменений в радиационной обстановке, вызванных хозяйственной деятельностью на рассматриваемых территориях.

Особенности ведения сельского хозяйства на территории с плотностью загрязнения выше 15 Ки/км2 по цезию-137 или выше 3 Ки/км2 по стронцию-90 определяются указаниями Комиссии по качеству и заготовкам сельхозпродукции при Совете Министров СССР.

8.5. КОНТРОЛЬ ЗА СОСТОЯНИЕМ ОБЪЕКТОВ АГРОПРОМЫШЛЕННОГО ПРОИЗВОДСТВА ПРИ СНЯТИИ АЭС С ЭКСПЛУАТАЦИИ

Целью радиационного контроля в этот период являются оценка состояния агроэкосистем после длительного воздействия АЭС и разработка рекомендаций по их дальнейшему использованию. При этом выполняются следующие задачи радиационного контроля:

• дать информацию о содержании радиоактивных веществ в компонентах агроценозов;
• дать информацию о накоплении радиоактивных веществ в сельскохозяйственной продукции и оценить соответствие ее нормативным требованиям;
• разработать рекомендации по дальнейшему использованию сельскохозяйственных угодий;
• в случае необходимости разработать систему мероприятий по снижению содержания радиоактивных веществ в сельскохозяйственной продукции.

Организация радиационного контроля и характер контроля за загрязнением сельскохозяйственной продукции и угодий при снятии с эксплуатации в течение первых 3 — 5 лет аналогичен контролю при нормальной эксплуатации АЭС. За этот период разрабатываются рекомендации по дальнейшему использованию сельскохозяйственных угодий в контролируемой зоне и порядок проведения дальнейших наблюдений.

9. ОРГАНИЗАЦИЯ СИСТЕМЫ СБОРА, ОБРАБОТКИ И ПЕРЕДАЧИ ИНФОРМАЦИИ

9.1. ОРГАНИЗАЦИЯ СБОРА И ОБРАБОТКИ ИНФОРМАЦИИ ДЛЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ АНАЛИЗА И ПРОГНОЗА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Подразделения Госкомгидромета СССР обеспечивают постоянное (в перспективе — непрерывное) получение информации о радиационной обстановке в районах расположения АЭС на территории страны, оперативное обнаружение фактов ее изменения, обусловленных радиационными авариями, аномальными гидрометеорологическими условиями (например, ветровой и водный перенос с загрязненных территорий) и другими причинами, а также идентификацию источника загрязнения, определение масштаба загрязнения, прогнозирование радиационной обстановки во времени и пространстве.

Обобщенная информация передается Госкомгидрометом СССР в директивные органы, в органы власти на местах и в заинтересованные министерства и ведомства для принятия мер по ликвидации последствий аварии.

В соответствии с международной Конвенцией, подписанной странами-участницами МАГАТЭ, Госкомгидромет СССР анализирует масштабы трансграничного переноса продуктов выброса в атмосферу в результате возможных аварий на АЭС в СССР или за рубежом и осуществляет прогноз радиационной обстановки для передачи экстренной информации по линии этого международного агентства с использованием Глобальной сети телесвязи ВМО, к которой подключена ведомственная автоматизированная сеть передачи данных Госкомгидромета СССР — АСПД «Погода».

Для повышения оперативности и качества анализа и прогноза радиационной обстановки необходима централизация и максимальная автоматизация процессов получения, обработки и выдачи данных.

Центром сбора и обработки информации о радиоактивном загрязнении воздуха, воды и почвы является НПО «Тайфун» Госкомгидромета СССР, в круг задач которого входят анализ и прогнозирование радиоактивных загрязнений в результате аварийных выбросов на АЭС.

Источниками информации являются гидрометстанции, самолеты и вертолеты, контролирующие приграничные районы с целью обнаружения трансграничного переноса продуктов радиоактивных выбросов (в соответствии с международной Конвенцией), оперативные группы радиационного контроля территориальных управлений Госкомгидромета СССР, ведомственные службы внешней дозиметрии, а также оперативные группы других министерств и ведомств.

Гидрометеостанции передают в УГМ телеграммы с информацией о мощности экспозиционной дозы, о радиоактивных выпадениях и аэрозолях.

Самолеты и вертолеты оперативных групп после каждого полета передают информацию в Госкомгидромет СССР и НПО «Тайфун» с использованием обычных средств связи (в перспективе — двусторонней цифровой связи, если на борту имеется спектрометрическая аппаратура с микроЭВМ, к которой можно подключить модем).

Информация от оперативных групп, базирующихся на автотранспортных и плавсредствах, передается по радио в местное территориальное управление по гидрометеорологии (УГМ).

Из УГМ вся информация по каналам цифровой связи АСПД «Погода» передается в Главный радиометцентр Госкомгидромета СССР (ГРМЦ), который коммутирует все данные, в зависимости от их назначения, следующим адресатам:

• руководству Госкомгидромета СССР;
• в Главный вычислительный центр (ГВЦ).

Информация из ГВЦ поступает по межмашинному каналу в ЭВМ НПО «Тайфун» — телеграммы о радиоактивных загрязнениях, метеорологические телеграммы SYNOP, TEMP, PILOT, телеграммы об экстремально высоких аварийных выбросах, а также данные из банка данных «Прогноз» Гидрометцентра СССР. В НПО «Тайфун» эта информация предназначена для выполнения анализа и составления прогноза радиоактивных загрязнений, оценки масштабов возможного трансграничного переноса с помощью физико-математических моделей. Полученные результаты должны передаваться в Госкомгидромет СССР.

Оперативным группам, базирующимся на вертолетах, и экипажам самолетов целеуказания желательно передавать непосредственно в память бортовых ЭВМ, а группам, использующим автотранспортные и плавсредства, — через территориальные УГМ по радио или телефонному каналу (с использованием модемов бортовых микроЭВМ).

Информационная система должна функционировать в трех основных режимах:

• режим контрольного мониторинга;
• оперативный режим оценки и прогноза ситуации;
• исследовательский режим для оценки и прогнозирования последствий возможной радиационной аварии.

Режим контрольного мониторинга характеризуется тем, что в системе нет никакой информации о таком аварийном загрязнении, которое может вызвать критическую радиационную ситуацию. При этом ведутся регулярные наблюдения за уровнем радиоактивного загрязнения следующих объектов природной среды на территории СССР.

Аэрозоли. Ежедневный отбор суточных проб аэрозолей на наземных метеостанциях и — в случае необходимости — на судах погоды, оснащенных воздухофильтрующими установками. Эпизодический (в случае необходимости) отбор проб с помощью авиационных средств по специальным маршрутам.

Выпадения. Ежедневный отбор проб радиоактивных выпадений из атмосферы на сети наземных метеостанций. Измеряется поток из атмосферы суммарной бета-активности и отдельных изотопов на подстилающую поверхность.

Почва. Регулярные измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения с поверхности почвенно-растительного покрова на наземных гидрометеостанциях. На территориях, на которых возможно радиационное загрязнение от АЭС, наблюдения проводятся ежедневно в сроки проведения других метеонаблюдений. Ежегодные воздушные радиационные обследования местности по утвержденным маршрутам.

Эпизодические измерения интенсивности гамма-фона местности воздушными и наземными средствами, выполняемые в случае необходимости оперативными группами контроля АЭС по специальным маршрутам и измерения концентрации отдельных изотопов в пробах почвы, которые отбираются по этим маршрутам.

Поверхностные воды суши. Регулярный отбор проб воды из рек, озер и водохранилищ. Сроки отбора проб — в паводок, летнюю и зимнюю межень. Измеряется суммарная бета-активность и концентрация отдельных изотопов по трем фракциям: раствор, взвесь, донные отложения.

Морская вода. Регулярный отбор проб поверхностных вод в морях. В ряде пунктов производится отбор проб на разной глубине. Отбор проб проводится на реже одного раза в год. Определяется концентрация отдельных радионуклидов.

Отобранные пробы аэрозолей и атмосферных выпадений отправляются по почте в радиометрические лаборатории (РЛ) территориальных (республиканских) управлений по гидрометеорологии. Если ежедневная почтовая связь отсутствует, то обработка и измерение проб проводятся непосредственно на метеостанции, а результаты передаются по радио в Гидрометцентр СССР.

Измерение бета-активности проб производится дважды, через одни сутки и через четверо суток после отбора для определения активности коротко- и долгоживущих радионуклидов.

После бета-измерений пробы направляются в региональные радиометрические лаборатории на изотопный анализ, выполняются гамма-спектрометрический и радиохимический анализы проб, поступающих по почте или спецтранспортом с территории региона.

Анализы проб воды и почвы также проводятся в этих лабораториях. При необходимости пробы спецтранспортом доставляются в НПО «Тайфун» на арбитражный анализ.

9.2. ОРГАНИЗАЦИЯ ПОТОКОВ ИНФОРМАЦИИ

Организация потоков информации в Госкомгидромете СССР и его взаимодействие с другими ведомственными системами контроля должно осуществляться на трех уровнях:

• область;
• территориальное (или республиканское) управление по гидрометеорологии (УГМ);
• Госкомгидромет СССР.

На уровне области в областную гидрометобсерваторию могут поступать данные с гидрометстанций о мощности экспозиционной дозы. Информация о радиационной обстановке может передаваться из областной гидрометобсерватории (или с гидрометстанции) советским органам власти области (района) и в другие организации с санкции территориального управления по гидрометеорологии (УГМ).

При наличии АЭС на территории области информация о радиационной обстановке из автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО) Минатомэнерго СССР автоматически может передаваться в областную гидрометобсерваторию в том случае, если, во-первых, территориальное УГМ находится на большом удалении от места дислокации АЭС (физическая связь затруднена) и, во-вторых, если в этой обсерватории имеется аппаратура связи АСПД «Погода».

Каждая такая возможность должна согласовываться между Госкомгидрометом СССР и Минатомэнерго СССР.

На уровне УГМ должен осуществляться обмен первичными данными с подсистемами контроля других ведомств. Передача данных другим ведомствам осуществляется территориальным управлением по гидрометеорологии с санкции Госкомгидромета СССР.

На узле связи (в подразделении связи) территориального УГМ имеется аппаратура связи АСПД «Погода». В частности, к этой аппаратуре должен быть подключен выход АСКРО Минатомэнерго СССР. Форматы данных, передаваемых из АСКРО, должны быть согласованы с Главным радиометцентром и соответствующим Управлением Госкомгидромета СССР. Все данные о превышении допустимой мощности экспозиционной дозы гамма-излучения на АЭС должны передаваться по АСПД «Погода» в соответствующем коде в адрес Главного вычислительного центра Госкомгидромета СССР и далее — в НПО «Тайфун».

При наличии в территориальном УГМ радиометрической лаборатории информации о всех результатах измерений, проводимых этой лабораторией, должна передаваться следующим образом:

• при обследовании районов, подвергшихся радиоактивному загрязнению, по АСПД «Погода» в формате, согласованном с Главным радиометцентром, в адрес Главного вычислительного центра Госкомгидромета, и далее в НПО «Тайфун»;
• результаты регулярных измерений и обследований территорий должны передаваться на магнитных носителях (лентах, гибких дисках) непосредственно в НПО «Тайфун». Форматы передаваемых данных должны быть согласованы с НПО «Тайфун».

Использование «бумажного носителя» для представления информации должно быть исключением, а начиная с 1992 г. — недопустимо.

При наличии на территории УГМ научно-исследовательских и других учреждений АН СССР (или республиканских академий), Минздрава СССР, Комиссии по качеству и заготовкам сельхозпродукции при СМ СССР, Минатомэнерго СССР и других ведомств, которые осуществляют лабораторный радиометрический (спектрометрический, радиохимический) контроль, территориальное (или республиканское) управление по гидрометеорологии должно организовать прием и анализ данных от этих лабораторий на магнитных носителях и отправку этих данных в НПО «Тайфун». Если данные из лабораторий других ведомств могут поступать только на бумажном носителе (в этих лабораториях нет средств вычислительной техники), то территориальное УГМ само должно организовать перевод данных на магнитные носители в соответствии с форматами, согласованными с НПО «Тайфун» (если эта информация о районах, подвергшихся аварийному радиационному загрязнению), и отправку этих носителей в НПО «Тайфун».

При наличии на территории УГМ служб авиационного обследования местности (самолет) или при работе мобильных оперативных групп передача информации в перспективе будет осуществляться с использованием бортовых компьютеров с подключением их через модемы к АСПД «Погода» на аэродромах базирования или в опорных гидрометеорологических обсерваториях.

На уровне Госкомгидромета СССР осуществляется основной межведомственный обмен. Госкомгидромет СССР представляет проанализированную и обобщенную информацию директивным органам и любым ведомствам, которые в ней нуждаются.

Центральным информационным звеном Госкомгидромета СССР является НПО «Тайфун». В ходе совершенствования системы информационного обеспечения решения задач анализа и прогноза радиационной обстановки в автоматизированном режиме параметры информационных потоков могут меняться.

Ниже рассмотрены особенности информационных потоков из Госкомгидромета СССР.

Результаты измерений суммарной бета-активности проб аэрозолей и атмосферных выпадений ежедневно с автономных метеостанций телеграммами передаются в Гидрометцентр СССР. Туда же в виде телеграмм поступает информация об уровнях гамма-радиации на метеоплощадках гидрометстанций.

Если суммарная бета-активность пробы аэрозолей или выпадений превышает установленные критерии, то информация об этом из УГМ немедленно передается в региональную радиометрическую лабораторию и в Госкомгидромет СССР, а сама проба высылается в эту лабораторию на изотопный анализ.

Независимо от активности все суточные пробы аэрозолей каждые пять дней направляются в соответствующую радиометрическую лабораторию с целью обнаружения «свежих» радиоактивных изотопов или отклонения от обычного изотопного состава глобального радиоактивного загрязнения атмосферы.

Для контроля за трансграничным переносом йода-131 по воздуху аликвоты проб аэрозолей с пунктов вдоль границ СССР ежедневно в день отбора в неозоленном виде направляются по почте в ближайшую радиометрическую лабораторию на гамма-спектрометрический анализ. При обнаружении необычного изотопного состава пробы информация об этом немедленно направляется в НПО «Тайфун», куда высылаются пробы на арбитражный анализ.

Ежемесячно из каждого территориального управления гидрометеорологии (УГМ) в НПО «Тайфун» направляются сводные таблицы результатов измерений суммарной бета-активности аэрозолей и выпадений на территории, подчиненной этому управлению, а из радиометрических лабораторий — результаты изотопного анализа проб объектов природной среды, отобранных на территории своего региона.

Информация, поступающая в НПО «Тайфун», объединяется с результатами проводимых в НПО измерений, обобщается, анализируется и представляется в Госкомгидромет СССР в виде годовых справок о радиационной обстановке в районах АЭС. О всех случаях обнаружения необычного изотопного состава в Госкомгидромет СССР направляются отдельные справки.

Оперативный режим оценки состояния и развития радиационной ситуации отличается тем, что в систему поступила информация об аварийных загрязнениях, в результате которых возможно развитие критической ситуации. Эта информация может содержать любое сочетание следующих сведений:

• известно место обнаружения аварии;
• известно время возникновения аварии;
• известен источник радиоактивного загрязнения;
• известны параметры источника;
• известен радионуклидный состав выброса;
• известны геофизические и другие пути, которыми радиоактивные вещества занесены в данный район.

Такие сведения могут поступить из различных источников, в том числе из-за рубежа и от сети метеостанций Госкомгидромета СССР. Стечение обстоятельств, при которых известны все сведения о параметрах радиационной аварии, маловероятно, особенно в первое время после аварии. Поэтому главной задачей на этом этапе является определение недостающих сведений на основе оперативных данных и физико-математического моделирования с целью прогнозирования зоны радиоактивного загрязнения местности и ее динамики.

Исследовательский режим для оценки и предотвращения последствий критической радиологической ситуации характеризуется тем, что в систему контроля поступила информация о появлении в каком-то районе признаков высокого радиоактивного загрязнения, однако первоначально ничего не известно о причинах его появления.

В этом режиме путем решения обратных задач на ЭВМ с помощью физико-математических моделей устанавливается источник загрязнения, а также выясняются остальные сведения, необходимые для оценки масштабов загрязнения и прогноза развития ситуации.

В обоих этих режимах работа сети сбора и передачи информации носит сходный характер и отличается рядом признаков от работы в режиме контрольного мониторинга.

Основным источником информации являются оперативные группы контроля АЭС, базирующиеся на вертолетах, автотранспорте или на плавсредствах.

Увеличивается интенсивность информационного обмена между всеми звеньями сети, используются в основном оперативные средства связи: радиосвязь и цифровая связь с использованием телефонных линий и модемов.

Если в режиме контрольного мониторинга основной контролируемой природной средой является атмосфера, то в оперативном и исследовательском режимах резко возрастает поток проб почвы и воды, изотопный анализ которых выполняется в региональной радиометрической лаборатории территориального управления по гидрометеорологии, а результаты немедленно направляются в НПО «Тайфун». Если лаборатория не справляется с анализом потока проб, то часть проб оперативно доставляется спецтранспортом в НПО «Тайфун».

Выполняется обследование местности для выявления и оконтуривания территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению. Целеуказания оперативным группам о направлении работ и объемах отбора проб передаются с использованием средств оперативной связи.

Другие министерства и ведомства, выполняющие отбор и анализ проб объектов природной среды, оперативно передают результаты в НПО «Тайфун». Методика отбора проб и форма представления результатов определены в предыдущих главах и в приложении 5.

Местные органы советской власти по запросам НПО «Тайфун» и оперативных групп предоставляют карты и планы участков местности и населенных пунктов, а также сведения по численному составу населения административно-территориальных единиц.

Данные о радиоактивном загрязнении природной среды накапливаются в банке данных НПО «Тайфун» и вместе с гидрометеорологической информацией служат основой для оценки фактического загрязнения района радиационной аварии и прогноза развития ситуации. Из НПО «Тайфун» результаты оценки радиоактивного загрязнения местности и прогноза передаются в Госкомгидромет СССР, а оттуда в директивные органы, в местные органы советской власти, в заинтересованные министерства и ведомства, в МАГАТЭ и в соседние государства, которые подписали Международную конвенцию о раннем оповещении о ядерной аварии.

Приложение 1

ОПИСАНИЕ ПРИМЕНЕНИЯ ПРОГРАММЫ РАСЧЕТА ПОЛЯ ИНТЕГРАЛЬНЫХ КОНЦЕНТРАЦИЙ И РАДИОАКТИВНОГО СЛЕДА ПО МОДЕЛИ 3

ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ПРОГРАММЫ

Язык программирования — фортран-4

Программа имеет модульную структуру. В ее состав входят главный модуль K1RCQP и подпрограммы K1TREK для расчета координат траектории радиоактивного облака; K1DSPØ для расчета турбулентного потока тепла, динамической скорости, угла поворота ветра. Подпрограммы имеют простую структуру, связей между собой не имеют. Программа работает под управлением главного модуля K1RCQP. Время счета программы на ЕС-1061 по 56 фракциям 13 — 14 мин. Объем оперативной памяти 100 кбайт.

Для работы программы достаточно стандартных средств, предусмотренных операционной системой ЭВМ ЕС-1061.

В результате работы программы на печать выдаются таблицы значений турбулентных характеристик, распределения мощности источника, текущие горизонтальные дисперсии горизонтальных размеров облака, поле интегральной концентрации примеси и поле суммарного осадка на подстилающую поверхность. По заданным 10 уровням осадка выводятся изолинии.

Для получения более наглядной картины поля загрязнения почвы («осадка») следует использовать графопостроитель.

ПОДГОТОВКА КАРТЫ-ЗАДАНИЯ

Массив исходных числовых данных заносится на карту-задание (табл. П1.1). При этом необходимо строго соблюдать размерности и масштабные множители. Последние введены для удобства занесения исходных данных во входной поток. Так, коэффициенты деформации облака ax и ay имеют порядок 10-5 — 10-6. Поэтому, умножив на 1. E + 0 6, получаем число, более удобное для кодировки. Его и заносят в карту-задание. Сдвиговые характеристики \partial\overline{u}\partial z и \partial\phi\partial z умножают на E + 03. Эти данные в программе соответственно масштабируются до необходимых порядков.

Программно масштабируются и другие параметры с тем, чтобы все линейные данные были в метрах, время в секундах, масса в граммах.

Таблица П1.1

КАРТА-ЗАДАНИЕ

ОПИСАНИЕ ФОРМАТА ВХОДНОГО ПОТОКА

Массив исходных числовых данных располагается во входном потоке по формату, представленному в табл. П1.2.

Таблица П1.2

Формат входного потока

ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ СООБЩЕНИЯ

В выходных данных возможно появление диагностических сообщений об ошибках времени выполнения с кодом IHC2Ø8I «Программное прерывание по исчезновению порядка». Это возможно при вычислении экспоненциальной функции с отрицательным аргументом в формулах полных дисперсий, когда результат вычисления меньше 5,4·10-79. Перед продолжением выполнения программы система заменяет результат нулем корректной точности.

ПЕРЕЧЕНЬ КОНСТАНТ, ПЕРЕМЕННЫХ И МАССИВОВ

VG — модуль скорости геострофического ветра,

T2 — температура воздуха на уровне 2 м,

TH — температура воздуха на верхней границе слоя перемешивания,

GH — градиент температуры в свободной атмосфере,

ZØ — параметр шероховатости,

V (4.6), Fi (4.6) — массивы вертикального распределения скорости и направления ветра в различные сроки наблюдения,

HiP (6) — массив высот уровней изобарических поверхностей, на которых имеются данные о ветре,

KiP — число уровней изобарических поверхностей,

ZX(25), ZY(25), XD(25), YD(25) — массивы координат траектории, выраженные с точностью до минут,

GX(25), GY(25) — массивы координат траектории, выраженные до десятых долей градуса,

VX (25), VY (25) — массивы компонентов модуля скорости ветра,

VS(25) — массив модуля скорости ветра,

FS(25) — массив направлений ветра,

CX(25) CY(25) — массивы координат траектории в системе XOY, выраженные в метрах,

EO, FO — географические координаты точки выброса примеси на местности,

H — высота образования облака примеси,

X(100), Y(40) — географические координаты радиоактивного следа на поверхности Земли,

QU (100, 40) — массив поля следа,

CS (100, 40) — массив поля концентрации,

WR (60) — скорости осаждения фракций,

QR 60) — массив распределений мощности источника,

UP (10) — массив изолиний следа,

Q — мощность источника,

RO — плотность вещества аэрозольных частиц,

HMN, HMD — высота слоя перемешивания (ночного и дневного)

NP — способ ориентации облака (поперек или вдоль потока),

KLU — класс устойчивости атмосферы,

TB, TZ — время восхода и захода солнца,

AH — коэффициент, учитывающий время проникновения облака примеси из свободной атмосферы и его перемешивания по вертикали в слое перемешивания,

ELØ , DEØ — продольные и поперечные размеры облака в момент образования,

TØ — время выброса примеси,

T2H, T2D — ночная и дневная температура воздуха на уровне 2 м,

THN, THD — ночная и дневная температура воздуха на верхней границе слоя перемешивания,

GHN, GHD — градиент температуры воздуха в свободной атмосфере (ночной и дневной).

VGN, VGD — скорость геострофического ветра (ночная и дневная),

AXCN, AXCD, AYCN, AYCD — коэффициенты деформации в свободной атмосфере (ночные и дневные),

AXN, AXD, AYN, AYD — коэффициенты деформации в слое перемешивания (ночные и дневные),

PCN, PCD, DCN, DCD — сдвиговые характеристики в свободной атмосфере (ночные и дневные),

PPN, PPD, DPN, DPD — сдвиговые характеристики в слое перемешивания (ночные и дневные),

KR — тип распределения частиц в облаке,

KF — число фракций,

DR — шаг разбиения спектра частиц на фракции,

RS — средний размер частиц,

SGR — дисперсия распределения частиц,

i1, i2 — начальный и конечный номера фракций,

KB — определитель квадранта сетки,

CMX, CMY — смещения системы координат относительно точки выброса по оси x и y соответственно,

MDT (2) — массив, содержащий информацию о дате проведения эксперимента.

R (60) — массив размеров частиц,

UX (4), UY (4) — массивы осредненных компонентов скорости ветра за 6-часовой интервал времени,

RMN, RMX — минимальный и максимальный размеры частиц,

DY = 10·103 — шаг сетки по оси y,

DX1 = 5·103 — (40 точек по 5 км),

DX2 = 10·103 — (20 точек по 10 км) — переменный шаг сетки по оси x,

DX3 = 20·103 — (40 точек по 20 км).

ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ ПРОГРАММЫ

Ограничения на применение программы обусловливаются настройкой на получение картины осадка примеси через 24 ч с момента выброса, размерами сетки, тремя типами распределения частиц в облаке (гамма-распределение, нормальное и равномерное), начальным вертикальным размером облака l0z (l0z <= 100 м).

Программа дает более правильный результат, если выброс примеси производился ночью.

Высота слоя перемешивания при вхождении облака в него должна превышать вертикальный размер облака.

Верхняя изобарическая поверхность, на которой имеются данные о ветре, должна быть выше эффективной высоты источника.

Программа может работать с шестью поверхностями, что вносит ограничение по высоте, равное 6,5 — 7 км.

Необходимо иметь информацию о ветре за 6-часовые промежутки времени.

Приложение 2

ТЕКСТ ПРОГРАММЫ РАСЧЕТА

1. ОСНОВНАЯ ПРОГРАММА K1RCQP